Реакторы быстрого размножения (FBR) представляют собой класс передовых ядерных систем, которые работают с быстрыми нейтронами для преобразования плодородного материала - в первую очередь урана-238 - в расщепляющийся плутоний-239, эффективно производя больше топлива, чем они потребляют. Эта способность размножения предлагает путь к значительному расширению полезной ресурсной базы ядерного топлива и сокращению объема долгоживущих радиоактивных отходов. Однако реализация полного потенциала FBR критически зависит от разработки устойчивых топливных циклов, которые объединяют эффективное производство топлива, надежную переработку, безопасное обращение с отходами и надежные меры по нераспространению. В этой статье рассматриваются технические, экономические и политические аспекты построения таких топливных циклов, опираясь на уроки ведущих международных программ и текущих исследований в системах следующего поколения.

Быстрая нейтронная физика и процесс размножения

Основное различие между FBR и обычными легководными реакторами (LWR) заключается в энергетическом спектре нейтронов, поддерживающих цепную реакцию. В типичном LWR нейтроны модерируются до тепловых энергий (~0,025 эВ) и в основном взаимодействуют с ураном-235. В FBR охлаждающая жидкость (обычно жидкий натрий, свинец или гелий) не модерирует нейтроны, поэтому нейтронный спектр остается энергетическим (keV в диапазон MeV). Быстрые нейтроны более эффективны при преобразовании урана-238 в плутоний-239 через захват нейтронов и последующий бета-распад: 238U + n → 239U → 239Np → 239Pu.

Прирост селекции, выраженный в соотношении новых атомов деления к потребленным, определяет, может ли FBR поддерживать свое топливо. BR больше, чем единица, позволяет накапливать чистое топливо; текущие конструкции достигают значений BR между 1,1 и 1,4 в зависимости от конфигурации ядра и одеяла. В типичном реакторе, фертильное одеяло ] обедненного урана, окружающего ядро, захватывает избыточные нейтроны, превращая их в плутоний. Затем извлеченный плутоний изготавливается в свежее топливо для того же FBR или флота связанных реакторов. Этот замкнутый цикл может извлекать до 100 раз больше энергии на единицу добытого урана по сравнению с открытым циклом LWR.

Варианты топливного цикла: Открытый против Закрытый

Две основные стратегии определяют топливный цикл для FBR: цикл сквозного (открытого) и замкнутый (переработки). Хотя для FBR технически возможен открытый цикл, он будет использовать высокообогащенный уран или плутоний в качестве стартового топлива и утилизировать отработанное топливо без переработки - значительно недоиспользование преимущества размножения. Поэтому почти все программы разработки FBR нацелены на замкнутый топливный цикл , где отработанное топливо перерабатывается для извлечения плутония и других трансурановых элементов для повторного использования.

Закрытый топливный цикл с переработкой

В замкнутом цикле облученное топливо хранится в течение периода охлаждения (обычно 2-5 лет) перед отправкой на переработочную установку. Восстановленные расщепляющиеся материалы затем направляются на изготовление топлива, а продукты деления и незначительные актиниды становятся отходами. Ключевые технологии переработки топлива быстрого реактора делятся на две категории:

Обычная водная переработка (PUREX)

Процесс экстракции плутония-уранового REDOX (PUREX), первоначально разработанный для топлива LWR, был адаптирован для топлива FBR. Отработанное топливо растворяется в азотной кислоте, а трибутилфосфат избирательно извлекает плутоний и уран из продуктов деления. Проблемы включают в себя поле высокого излучения из продуктов короткого деления, наличие небольших концентраций плутония-240 (что может усложнить соображения оружейного класса) и сложность растворения огнеупорных оксидных топлив. Заводы PUREX для топлива FBR существуют в России (RT-1, Mayak) и Франции (COGEMA в Ла-Хааге, хотя теперь в основном для топлива LWR).

Продвинутые водные процессы (UREX+, COEX)

Модифицированные водосбросы, такие как UREX+ (разработаны в США) и COEX (французская CEA), позволяют совместно извлекать нептуний вместе с плутонием и ураном, оставляя чистый поток продуктов деления. Эти процессы направлены на снижение риска распространения путем избегания отдельных потоков плутония и путем создания возможности группировки трансурановых соединений для прямого использования в одеяле или в рециркулирующих видах топлива. Демонстрационные кампании в лабораторном масштабе показали высокие выходы извлечения (> 99,9%) для плутония и нептуния.

Пирообработка (электрометаллургическая)

Электрометаллургические методы, часто называемые пирообработкой, используют электролиз расплавленной соли для отделения актиноидов от продуктов деления в металлических топливах. Такой подход был продемонстрирован в пилотном масштабе с экспериментальным реактором-размножителем II (EBR-II) в Аргоннской национальной лаборатории. Пирообработка предлагает преимущества для металлических топливных циклов: она более компактна, устойчива к радиационному повреждению и может обрабатывать отработанное топливо с коротким охлаждением (<6 месяцев). Полученный металлический продукт содержит плутоний, смешанный с другими незначительными актинидами, что делает его менее привлекательным для использования оружия. Однако пирообработка еще не достигла полной промышленной зрелости для оксидного топлива и страдает от более низких факторов обеззараживания, чем водные методы.

Типы топлива и изготовление

ТЭК должен выдерживать высокие температуры, высокий поток быстрых нейтронов и значительные радиационные повреждения. В настоящее время осуществляется разработка трех основных видов топлива: смешанных оксидов (МОК), металлических сплавов и современных композитов.

Механическое оксидное топливо наиболее широко используется для современных FBR (например, BN-600, BN-800 в России и предстоящий PFBR в Индии). MOX состоит из диоксида урана (UO2), смешанного с диоксидом плутония (PuO2), обычно с содержанием плутония от 15% до 30%. Производство требует удаленной обработки из-за излучения плутония и связанного с ним содержания америция. Для уменьшения пыли и воздействия были разработаны передовые процессы, такие как маршрут короткого биндересса (SBR) на заводе AREVA Melox.

Металлическое топливо (например, сплавы U-Zr, U-Pu-Zr) обеспечивают более высокую теплопроводность, лучшую совместимость с облицовкой топлива и более простое изготовление с помощью литья. В США EBR-II использовал сплав U-20Pu-10Zr. Металлическое топливо может быть эффективно переработано с использованием пирообработки. Однако металлическое топливо имеет более низкие точки плавления и требует тщательного контроля набухания при облучении. Разработка сплава продолжается, в частности, с добавлением незначительных актинид для сокращения отходов.

Нитридное и карбидное топливо (например, (U,Pu)N) изучаются на предмет их высокой плотности, высокой теплопроводности и совместимости с передовыми охлаждающими веществами, такими как свинец. Японский реактор JOYO протестировал экспериментальные нитридные штифты. К числу проблем относятся стоимость обогащенного азота-15 (для сокращения производства углерода-14) и необходимость в передовых производственных мощностях.

Управление отходами и их минимизация

Устойчивый топливный цикл должен минимизировать бремя высокоактивных отходов (НТО), требующих геологической утилизации. В замкнутом цикле отходами остаются только продукты деления и незначительные актиниды (нептуний, америций, кюриум); извлекаемый плутоний, уран и потенциально незначительные актиниды; продукты деления обычно включаются в стеклоочистительную матрицу для глубокого геологического хранения. Однако некоторые продукты деления, такие как йод-129 и технеций-99, имеют длительный период полураспада и высокую мобильность в окружающей среде; их управление требует тщательного разделения.

Разделение и трансмутация (P&T) — это активная область исследований, которая включает в себя химическое отделение долгоживущих радионуклидов от потока отходов и превращение их в более короткие или стабильные изотопы посредством нейтронной бомбардировки. Для FBR высокий поток быстронейтронов делает их идеальными средствами трансмутации для малых актиноидов. Программы во Франции, Японии и России тестируют специальные цели и одеяла для сжигания америция и нептуния. Полномасштабный P&T может сократить необходимый период геологической изоляции с сотен тысяч лет до нескольких сотен лет.

Соображения, касающиеся нераспространения

Любые топливные циклы, в которых используется выделенный плутоний, вызывают озабоченность в связи с распространением.

  • Никакой выделенный плутоний: Закрытые циклы, которые совместно выделяют плутоний с ураном или незначительными актинидами, производят топливную смесь, которая менее пригодна для непосредственного использования для оружия. Пирообработка по своей сути дает смесь актиноидов, увеличивая изотопные барьеры.
  • Изотопное разведение: Плутоний, содержащий более 80% изотопа 240Pu, считается «реакторным» и менее привлекательным для использования в оружии из-за его высокой спонтанной эмиссии нейтронов и генерации тепла.
  • Многосторонние топливные циклы: Предложения для международных центров по обогащению, переработке и изготовлению топлива поместят чувствительные технологии под многонациональный надзор, уменьшив стимулы для национального распространения.
  • Защита и прозрачность : Разрабатываются передовые методы мониторинга, такие как подсчет нейтронов и гамма-излучения, а также дистанционное наблюдение для проверки соответствия без нарушения операций.

По этой причине многие страны, включая Соединенные Штаты, исторически ограничивали внутреннюю переработку топлива, обеспечивая сбалансированность выгод от закрытия топливного цикла с целями в области нераспространения.

Глобальные программы и демонстрационные проекты

Несколько стран работают или разрабатывают ФБР и связанные с ними топливные циклы, каждый из которых имеет различные технические и стратегические приоритеты.

Индия

В рамках трехступенчатой ядерной программы Индии ФБР позиционируются в качестве центрального элемента для использования своих богатых ресурсов тория и ограниченного урана. Прототип реактора быстрого разведения (PFBR) (500 МВт, натриевое охлаждение, MOX топливо) близится к завершению в Калпаккаме. Будущие проекты включают ФБР мощностью 500 МВт с использованием металлического топлива (для более высокого коэффициента размножения) и конструкцию, питаемую торием. Индия также эксплуатирует небольшой объект по переработке (] Фабрика ускоренного реакторного топливного цикла в Калпаккаме), чтобы закрыть цикл на своих экспериментальных реакторах.

Россия

В России действуют единственные ФБР коммерческого масштаба: БН-600 (600 МВт, 560 МВт) в Белоярске работает с 1980 года, а БН-800 (800 МВт) начал коммерческую эксплуатацию в 2016 году. БН-800 лицензирован для МОХ-топлива и используется для испытаний различных нагрузок плутония. В конструкции следующего поколения входят БРЕСТ-ОД-300, быстродействующий реактор с свинцовым охлаждением с замкнутым топливным циклом на основе нитридного топлива, и БН-1200. Россия имеет наиболее полную интегрированную инфраструктуру топливного цикла, включая завод по переработке РТ-1 и Горно-химический комбинат по производству МОХ-топлива.

Франция

Франция эксплуатировала реактор Phénix (с натриевым охлаждением 250 МВт) с 1973 по 2009 год, демонстрируя переработку и переработку топлива. Запланированный проект ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) был предназначен для проверки конструкции 600 МВт с замкнутым топливным циклом MOX, но он был отложен в 2019 году. Французская экспертиза также включает обширный опыт переработки топлива LWR и разработки передовых видов топлива в исследовательских центрах CEA.

Япония

Японская программа FBR включает экспериментальный Joyo и прототип Monju (280 МВт, охлажденный натрием). Monju пострадал от утечки натрия в 1995 году и был выведен из эксплуатации в 2016 году. Япония продолжила исследования топливного цикла, включая разработку цикла NEXT (продвинутая водная переработка с упрощенным изготовлением гранул) и тестирование топлива с MA в Joyo. В настоящее время основное внимание страны уделяется более надежным конструкциям пассивной безопасности и международному сотрудничеству, в частности с Францией и США.

Соединенные Штаты Америки

США впервые применили технологию раннего FBR с EBR-II (20 MWe, натриевое охлажденное, металлическое топливо) с 1964 по 1994 год, которая продемонстрировала интегрированный замкнутый топливный цикл с использованием пирообработки и удаленного производства топлива на том же объекте. Проект реактора-заводчика Clinch River (CRBRP) был отменен в 1983 году. Текущая деятельность в США направлена на поддержку проектов IV поколения, включая GE-Hitachi PRISM (FLT:1]) (концепции 311 MWe с натриевым охлаждением FBR) и Advanced Fast Reactor (ASTR) , с исследованиями топливного цикла, финансируемыми программой Advanced Reactor Demonstration Program Министерства энергетики США.

Экономические и производственные проблемы

Несмотря на технический прогресс, ни одна страна еще не использовала флот ФБР в промышленном масштабе.

  • Высокая капитальная стоимость: FBR требуют дорогостоящих систем натрия или свинца, специальных теплообменников и передовых функций безопасности.Стоимость за кВ может быть на 30-50% выше, чем современные LWR.
  • Расходы на инфраструктуру топливного цикла : Строительство и эксплуатация заводов по переработке, линий по производству топлива и объектов по управлению отходами добавляют миллиарды долларов авансом. Эти затраты восстанавливаются только в течение многих десятилетий.
  • Низкие цены на уран: Когда уран дешев (как на текущем рынке), экономический стимул для получения нового топлива ослабевает. Закрытый цикл имеет смысл только в том случае, если цены на уран значительно растут или если оцениваются другие выгоды (сокращение отходов, долгосрочная безопасность ресурсов).
  • Регуляторная и лицензионная неопределенность: Немногие страны имеют конкретные рамки лицензирования для FBR и замкнутых топливных циклов. Процесс занимает годы и часто требует новых критериев безопасности для взаимодействия натрия и натрия, крупных пожаров натрия и обработки топлива с высокой активностью.

Тем не менее, страны с долгосрочными энергетическими стратегиями, такие как Индия, Россия и Китай, рассматривают FBR как необходимые для энергетической независимости и выделили значительные ресурсы на их развитие.

Будущий прогноз

Международный форум поколения IV (GIF) определил шесть передовых концепций реакторов, три из которых являются быстрыми реакторами: быстродействующий реактор с натриевым охлаждением (SFR), быстродействующий реактор с свинцовым охлаждением (LFR) и быстрый реактор с газовым охлаждением (GFR). SFR является наиболее зрелым, с несколькими демонстрационными проектами, строящимися или планируемыми. LFR (например, BREST-OD-300 и Европейский LEADER) обещает улучшенную безопасность благодаря инертной охлаждающей жидкости и привлекает внимание к небольшим модульным версиям.

Достижения в материаловедении, такие как оксидные дисперсионно-укрепленные (ODS) стали и композиты из карбида кремния, позволят повысить рабочие температуры и увеличить продолжительность срока службы топлива. Искусственный интеллект применяется для оптимизации моделей перезагрузки топлива и прогнозирования эффективности топлива. Между тем, политическая воля к решению проблемы изменения климата возобновляет интерес к ядерной энергии, и FBR могут обеспечить почти возобновляемый источник энергии, если топливный цикл закрыт и поддерживается.

Международное сотрудничество, в рамках программы быстрого реакторного оборудования Международного агентства по атомной энергии и GIF, имеет важное значение для распределения высоких затрат на разработку и гармонизации нормативных стандартов. Если в следующем десятилетии будет успешно работать PFBR в Индии, BREST-OD-300 в России и китайский CFR-600, будет начата стадия для более широкого развертывания реакторов быстрого размножения с устойчивыми топливными циклами в 2030-х годах и далее.

Для дальнейшего чтения:
Технологическая программа по быстрому реактору МАГАТЭ
Всемирная ядерная ассоциация: быстронейтронные реакторы
IV поколение Международный форум: быстрые реакторы