Мал. 8.2. Концепція керованої прискорювачем системи трансмутації: 1– підкритичний бланкет, Кефф ~ 0,9; 2 – трансуранові елементи (ТРУ), 250 кг рік; 3– вольфрамова мішень; 4 – вікно пучка; 5 – пучок протонів; 6 – інтенсивний прискорювач протонів; 7 – мережа 100 МВт (ел.); 8 – перший контур Na; 9 – другий контур Na; 10 – пара; 11 – парова турбіна; 12 – генератор змінного струму; 13 –конденсатор; 14 – живильний насос; 15 – насос другого контуру; 16 – насос першого контуру

Системи трансмутації, керовані прискорювачем заряджених частинок, складаються з високоінтенсивного прискорювача, мішені з важкого металу, перетворюючої прискорені заряджені частинки у нейтрони, і підкритичної збірки (мал. 8.2) із ефективним коефіцієнтом розмноження нейтронів (Кефф), котрий менший за одиницю.

Остання обставина забезпечує безпеку експлуатації такої системи. Така система може створити великий надлишок нейтронів у порівнянні з критичними реакторами, що дозволить ефективно їх використовувати для знищення елементів РАВ (МА та ПД). У даний час всі розроблювані концепції таких систем в CERN, JAERI, СЕА, LANL і т.д. базуються на швидкому спектрі нейтронів у підкритичній збірці. Підкритична збірка подібна до активної зони звичайного реактора ділення і охолоджується рідкометалевим теплоносієм. Це дозволяє повністю використовувати технологію охолодження рідкометалевих швидких реакторів. У таблиці 8.1 наведені характеристики систем, керованих прискорювачем (ADS), та їх продуктивність при випалюванні МА та ПД.

Таблиця 8.1. Характеристики керованих прискорювачем систем ADS (820 МВт), котрі охолоджуються натрієм і Pb–Bi.
Нітридне паливо (MA, Pu). Прискорювач протонів, енергія 1,5 ГеВ, струм пучка 45 мА, 30 нейтронів/протон

Мал. 8.3. Енергетичний спектр нейтронів зі свинцевого конвертора

Примноження нейтронів підкритичним бланкетом дозволяє знизити енергію прискорюваних протонів і струм пучка прискорювача, що генерує нейтрони в A3. реактора. Крім того, стає менш важливим величина ефективності (к.к.д.) генерування протонів прискорювачем. Енергетична вартість генерованих в підкритичному бланкеті нейтронів виявляється досить низькою, щоб компенсувати енергетичні витрати на прискорення первинних частинок. Зменшення енергії протонів до ~200–300 МеВ дозволяє отримати практично ізотропний розподіл нейтронів з конвертора в A3, що не відріняється за енергетичним розподілом від спектру нейтронів ділення. Це виключає необхідність формування енергетичного спектру нейтронів від мішені-конвертора за допомогою спеціальних уповільнювачів. У спектрі нейтронів, що генеруються протонами з Ер = 300 МеВ, 89% нейтронів мають енергію менше 15 МеВ (мал. 8.3).

Для реалізації підкритичного рідкосольового реактора досліджено можливість зменшення енергії прискорюваних протонів до 100–300 МеВ (замість 1000 МеВ) для зниження вартості прискорювача. Управління таким реактором здійснюється за допомогою прискорювача протонів, що генерує нейтрони в мішені-конверторі, котрий знаходиться в A3. Були прораховані варіанти з мішенню-конвертором з природного урану, торію, свинцю. Таке зменшення енергії протона спрощує систему генерування нейтронів (мішені-конвертора), пробіг протонів зменшується з 50 до 1–8 см. Енергетичний баланс між витратами на знищення трансуранових елементів і вироблюваної електроядерним реактором (ЕЛЯР) енергії з урахуванням власних потреб на забезпечення прискорювача протонів – позитивний.

У випадку рідкосольової підкритичної A3 з Kеff = 0,98 й палива у вигляді 69–Li; 28–BeF2; 3–PuF3 для випалювання збройового та енергетичного плутонію при струмі пучка протонів 0,1 А, починаючи з енергії 250 МеВ виробіток електроенергії ЕЛЯР повністю компенсує витрати на експлуатацію прискорювача з Кп = 0,1. Продуктивність такої установки з конвертором з Рb складає ~350 кг збройового плутонію на рік (об’єм А3 = 50 м³, густина потоку нейтронів, що встановилася, = 3,9·1014 нейтронів/см²·с, час виведення на стаціонарний режим роботи tst = 100 с, спектр нейтронів практично не відрізняється від спектру ділення).

Рідкосольовий енергетичний реактор з підкритичною активною зоною здатний працювати в режимі змінної потужності, відповідає вимогам безпеки від неконтрольованого зростання потужності (Keff<1), його паливний цикл орієнтований на актиноїди з ВЯП АЕС, збройовий і енергетичний плутоній. Цей паливний цикл логічно вписується до паливного циклу атомної енергетики, основу якого становлять енергетичні реактори на теплових нейтронах, і забезпечує гарантії нерозповсюдження ядерних матеріалів. Простим збільшенням енергії протонів на 50 МеВ рідкосольовий ЕЛЯР може перейти від режиму випалювання МА до рівноважної технології, де підживлення паливом здійснюється збідненим або природним ураном або торієм. У будьякому випадку паливо ЕЛЯР є сумішшю, що містить плутоній, уран, МА і деяку кількість ПД (після пірометалургійного розділення відпрацьованого палива АЕС). У зв'язку з цим паливо ЕЛЯР є самозахищеним від розкрадань і можливого його використання в нелегальних технологіях.

Уран, виділений з ВЯП АЕС, містить 1,02% 235U (ВВЕР-1000), що значно перевищує його вміст в урані природного складу (0,72%). Збагачення урану після переробки ВЯП АЕС дозволяє отримати 30–40% економії при створенні палива ЛВР, незважаючи на присутність 236U. При замиканні ядерного паливного циклу плутоній може бути спрямований разом з ураном на завод з виготовлення уран-плутонієвого оксидного (МОХ) палива для звичайних водо-водяних реакторів типу ВВЕР. У такому випадку для переробки малих актіноїдів МА (трансплутонієвих елементів) для атомної енергетики України достатньо одного рідкосольового електроядерного реактора, оскільки щорічне завантаження МА становить 135 кг/рік. У будь-якому випадку ізоляції підлягають тільки продукти реакції ділення ядер Pu, U, МА, що дозволяє знизити термін ізоляції радіотоксичних відходів паливного циклу АЕС з декількох мільйонів до 1000 років і спрощує довгострокову стратегію поводження з ними.

Пульт управління радіохімічною переробкою ВЯП