Книга 4. Развитие атомной энергетики и объединенных энергосистем
8.2. Подкритические системы, управляемые ускорителями протонов
Системы трансмутации, управляемые ускорителем заряженных частиц, состоят из высокоинтенсивного ускорителя, мишени из тяжелого металла, преобразующей ускоренные заряженные частицы в нейтроны, и подкритической сборки (рис. 8.2) с эффективным коэффициентом размножения нейтронов (К эфф), который меньше единицы.
Последнее обстоятельство обеспечивает безопасность эксплуатации такой системы. Такая система может создать большой избыток нейтронов по сравнению с критическими реакторами, что позволит эффективно их использовать для уничтожения элементов РАО (МА и ПД). В настоящее время все разрабатываемые концепции таких систем в CERN, JAERI, СЕА, LANL и т.д. базируются на быстром спектре нейтронов в подкритической сборке. Подкритическая сборка подобна активной зоне обычного реактора деления и охлаждается жидкометаллическим теплоносителем. Это позволяет полностью использовать технологию охлаждения жидкометаллических быстрых реакторов. В таблице 8.1 приведены характеристики систем, управляемых ускорителем (ADS), и их производительность при выжигании МА и ПД.
Таблица 8.1 Характеристики управляемых ускорителем систем ADS (820 МВт), охлаждаемых натрием и Pb–Bi. Нитридное топливо (MA, Pu). Ускоритель протонов, энергия 1,5 ГэВ, ток пучка 45 мА, 30 нейтронов/протон
Тип |
Теплоноситель Na Трансмутатор МА |
Теплоноситель Pb–Bi. Трансмутатор МА |
Теплоноситель Pb–Bi. Трансмутатор МА, ПД |
Мишень для протонов |
Твердый вольфрам |
Жидкий сплав Pb–Bi |
|
Начальная загрузка, кг (МА/Рu/ПД) |
1950/1300/0 |
2500/1660/0 |
2500/1660/1000 |
Состав (%) (237Np/241Am/243Am/244Cm) |
56,2/26,4/12,0/5.11 |
||
Кэфф (начальный/ макс/мин) |
0,93/0,94/0,90 |
0,95/0,95/0,9 4 |
0,93/0,93/0,92 |
Пустотная реактивность теплоносителя (%Δк/к) |
+4,5 |
-4,8 |
-7,1 |
Уровень трансмутации (кг/год) (МА/ПД) |
250/- |
250/40 |
Умножение нейтронов подкритическим бланкетом позволяет снизить энергию ускоряемых протонов и ток пучка ускорителя, генерирующего нейтроны в A3 реактора. Кроме того, становится менее важной величина эффективности (к.п.д.) генерации протонов ускорителем. Энергетическая стоимость генерируемых в покритическом бланкете нейтронов оказывается достаточно низкой, чтобы компенсировать энергетические затраты на ускорение первичных частиц. Уменьшение энергии протонов до ~200–300 МэВ позволяет получить практически изотропное распределение нейтронов из конвертора в A3, не отличающееся по энергетическому распределению от спектра нейтронов деления. Это исключает необходимость формирования энергетического спектра нейтронов от мишени-конвертора с помощью специальных замедлителей. В спектре нейтронов, генерируемых протонами с Е р =300 МэВ, 89% нейтронов имеют энергию менее 15 МэВ (рис. 8.3).
Для реализации подкритического жидкосолевого реактора исследована возможность уменьшения энергии ускоряемых протонов до 100–300 МэВ (вместо 1000 МэВ) с целью снижения стоимости ускорителя. Управление таким реактором осуществляется с помощью ускорителя протонов, генерирующего нейтроны в мишени-конверторе, находящейся в A3. Были просчитаны варианты с мишенью-конвертором из естественного
урана, тория, свинца. Указанное уменьшение энергии протона упрощает систему генерации нейтронов (мишени-конвертора), пробег протонов сокращается с 50 до 1–8 см. Энергетический баланс между затратами на уничтожение трансурановых элементов и вырабатываемой электроядерным реактором (ЭЛЯР) энергией с учетом собственных нужд на обеспечение ускорителя протонов – положителен.
В случае жидкосолевой подкритической A3 с K еff =0,98 и топлива в виде 69–Li; 28–BeF 2 ; 3–PuF 3 для выжигания оружейного и энергетического плутония при токе пучка протонов 0,1 А начиная с энергии 250 МэВ выработка электроэнергии ЭЛЯР полностью компенсирует затраты на эксплуатацию ускорителя с К y = 0,1. Производительность такой установки с конвертором из Рb составляет ~ 350 кг оружейного плутония в год (объем А3=50 м 3, установившаяся плотность потока нейтронов = 3,9·10 14 нейтронов/см 2 ·с, время вывода на стационарный режим работы t st =100 с, спектр нейтронов практически не отличается от спектра деления).
Жидкосолевой энергетический реактор с подкритической активной зоной способен работать в режиме переменной мощности, отвечает требованиям безопасности от неконтролируемого возрастания мощности (K eff <1), его топливный цикл ориентирован на актиноиды из ОЯТ АЭС, оружейный и энергетический плутоний. Этот топливный цикл логично вписывается в топливный цикл атомной энергетики, основу которого составляют энергетические реакторы на тепловых нейтронах, и обеспечивает гарантии нераспространения ядерных материалов. Простым увеличением энергии протонов на 50 МэВ жидкосолевой ЭЛЯР может перейти от режима выжигания МА к равновесной технологии, где подпитка топливом осуществляется обедненным или естественным ураном или торием. В любом случае топливо ЭЛЯР представляет собой смесь, содержащую плутоний, уран, МА и какое-то количество ПД (после пирометаллургического разделения отработавшего топлива АЭС). В связи с этим топливо ЭЛЯР является самозащищенным от хищений и возможного его использования в нелегальных технологиях.
Уран, выделенный из ОЯТ АЭС, содержит 1,02% 235 U (ВВЭР-1000), что значительно превышает его содержание в уране естественного состава (0,72%). Обогащение урана после переработки ОЯТ АЭС позволяет получить 30–40% экономии при создании топлива ЛВР, несмотря на присутствие 236 U. При замыкании ядерного топливного цикла плутоний может быть направлен вместе с ураном на завод по изготовлению уранплутониевого оксидного (МОХ) топлива для обычных водо-водяных реакторов типа ВВЭР. В таком случае для переработки малых актиноидов (трансплутониевых элементов) для атомной энергетики Украины достаточно одного жидкосолевого электроядерного реактора, так как ежегодная загрузка МА составляет 135 кг/год. В любом случае изоляции подлежат только продукты реакции деления ядер Pu, U, МА, что позволяет снизить срок изоляции радиотоксичных отходов топливного цикла АЭС с нескольких миллионов до 1000 лет и упрощает долгосрочную стратегию обращения с ними.
8.1. Системы трансмутации, управляемые ускорителем заряженных частиц
8.3. Перспективы развития систем, управляемых ускорителями заряженных частиц