Соединённые Штаты находятся, как известно, на полпути от разомкнутого топливного цикла к замкнутому. Движущей силой этого перехода, знаменующего кардинальное изменение в ядерной политике США, стало желание атомных компаний найти окончательное решение проблемы ОЯТ - ведь долгосрочное хранилище в горе Юкка до сих пор так и не вошло в строй, а его вместительность уже сейчас называется недостаточным для обслуживания нужд американских АЭС.

Главным способом существенно сократить массы ядерных отходов американцы видят сегодня включение в структуру атомной энергетики натриевых реакторов-выжигателей на быстрых нейтронах с КВ, намного меньшим единицы. В таких установках, по замыслу атомщиков США, могло бы осуществляться "почти полное" выжигание трансурановых элементов, которые накапливаются в ОЯТ легководных реакторов. А остаточные ("равновесные") массы плутония и младших актинидов могли бы без больших проблем размещаться в будущем в долгосрочных хранилищах.

Но какую схему переработки ОЯТ - PUREX, UREX+1a или другие методики семейства UREX - следует выбрать для увеличения темпов выжигания трансуранов? Какое топливо окажется более подходящим для этих целей - оксидное или металлическое? Из чего должна состоять первая загрузка выжигателя - из обогащённого урана, "реакторного" или оружейного плутония, или смеси плутония с нептунием, получаемой в методиках UREX? Наконец, что выгоднее - перерабатывать ОЯТ легководных реакторов с малым выгоранием и большим временем выдержки, или, наоборот, с глубоким выгоранием и малым временем выдержки?

На эти и другие вопросы попыталась дать ответ группа специалистов из национальной лаборатории Айдахо во главе с Р.М.Феррером, проанализировавшая различные варианты выжигания трансуранов в быстром натриевом реакторе типа "SuperPRISM", значение коэффициента воспроизводства в котором составляло КВ=0,5.

Основной вывод, к которому пришли Феррер и коллеги, заключается в следующем. Если ставить задачу в терминах выжигания всех трансурановых элементов, то выбор стратегии переработки ОЯТ или типа ядерного топлива не играет особой роли. Переход на UREX окажется важным, только если преследовать цель сокращения массы младших актинидов, а разница при использовании "молодого" и "старого" легководного ОЯТ будет наблюдаться лишь в темпах потребления ²⁴¹Pu и ²⁴¹Am - что, впрочем, вполне объяснимо.

Годовое потребление трансурановых элементов в реакторе SuperPRISM, кг/EFPY

EFPY - Effective Full Power Year;
Металл - металлическое топливо;
Оксид - оксидное топливо;
-51 - топливо получено после переработки ОЯТ легководного реактора с выгоранием 51 МВт×сут/кг и выдержкой 5 лет;
-33 - топливо получено после переработки ОЯТ легководного реактора с выгоранием 33 МВт×сут/кг и выдержкой 30 лет.

Довольно интересным выводом, вытекающим из работы группы Феррера, стало предложение задуматься над быстрыми реакторами с более высокими КВ - например, КВ=0,75 и даже, возможно, КВ=1. Для американцев такое решение будет даваться непросто, ведь в инициативе GNEP пока не приветствуется тенденция к росту наработки новых делящихся материалов.

Из первых расчётов, проведенных группой для "SuperPRISM" с КВ=0,75, следует, что темпы потребления трансуранов в этом случае резко упадут - до 70-80 кг/EFPY против 160-180 кг/EFPY в случае реактора с КВ=0,5. Однако атомщики полагают, что скорость выжигания трансуранов в установках с повышенным КВ может быть увеличена, если в конструкции будут предусмотрены специальные трансурановые мишени.

Расчёты выполнялись с использованием следующего набора компьютерных кодов:

• MC²-2 - для подготовки 33-групповых проблемно-ориентированных библиотек констант на основе оцененных нейтронных данных из ENDF/B-V;

• REBUS-3 - нодальная программа для решения уравнения диффузии в hex-Z геометрии, нахождения k_эфф и расчёта выгорания;

• SCALE 5.1 (TRITON/ORIGEN-S) - для моделирования состояния ОЯТ легководных реакторов.

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru

ДАТА: 30.03.2008

Темы: ОЯТ, США, GNEP, Быстрые натриевые реакторы