Замкнуть и сжечь
Жидкосолевые реакторы: перспективы замыкания ЯТЦ
Замыкание ядерного топливного цикла — одна из ключевых задач для сегодняшней атомной энергетики. В России работа по решению этой задачи ведется по нескольким направлениям, одно из которых — создание жидкосолевого реактора (ЖСР), который должен стать важным звеном в технологической цепочке замкнутого цикла. Рассказываем, что из себя представляет ЖСР и какие задачи он сможет решить.
Реакторный эксперимент на жидких солях
Идея жидкосолевого реактора не нова. Начиная с середины прошлого века в США в Окриджской национальной лаборатории был развернут проект MSRE (Molten-Salt Reactor Experiment), в рамках которого был создан небольшой исследовательский реактор мощностью 8 МВт. Главной особенностью этого реактора стало объединение в одну композицию теплоносителя и топлива, представлявших собой жидкую соль на основе расплавов фторидов лития и бериллия и содержащих в качестве делящегося материала уран. Целью эксперимента было создание энергетического реактора и ввод в оборот ториевого топливного цикла.
«Когда в реакторе облучается торий, в результате образуется делящийся изотоп урана — уран-233, — рассказывает главный научный сотрудник ВНИИНМ им. А. А. Бочвара, руководитель проекта по созданию топливного цикла ЖСР, доктор химических наук Алексей Ананьев. — Поэтому торий используется как источник для получения делящихся материалов в процессе работы реактора. Предполагалось на основе такого топливного цикла создать реактор-размножитель (бридер), но по ряду причин, как экономических, так и технологических, проект MSRE был заморожен и остался в истории как реакторный эксперимент на жидких солях».
Однако ученые не потеряли интерес к этому направлению. Так, в Курчатовском институте начиная с 1970-х годов проводились научно-исследовательские эксперименты для обоснования возможности использования ЖСР.
Зачем ЖСР Росатому
В последние десятилетия все большую актуальность приобретает идея создания замкнутого топливного цикла, предполагающая полное использование делящихся материалов, вовлеченных в топливный цикл, и минимизацию радиоактивных отходов, образующихся в результате деления урана и плутония в ядерных реакторах.
В России сегодня разрабатывается технология для использования жидкосолевого реактора в целях дожигания долгоживущих радиоактивных отходов, основную часть которых составляет америций. НИЦ «Курчатовский институт» выступает научным руководителем всего проекта, АО «НИКИЭТ» — конструкторская и проектная организация, АО «ВНИИНМ» является научным руководителем по топливному циклу. Работы идут в трех направлениях: физика реактора, проектирование конструкции реакторной установки и модулей переработки топливной соли, топливный цикл. Стадию проведения работ по проекту в данный момент можно обозначить как «начальная плюс».
Подробности
«В природном уране в радиоактивном равновесии существует цепочка опасных элементов, таких как радий, радон и других, — объясняет значение понятия «радиационно-эквивалентное обращение с ядерными отходами» Алексей Ананьев. — Мы их извлекаем из земли, отделяем от урана, а отходы от распада природного урана опять захораниваем в землю. Идея радиационно-эквивалентного обращения с радиоактивными отходами сводится к тому, чтобы максимально приблизить количество радиоактивных отходов, которые подлежат окончательному глубинному захоронению в горные породы, к количеству радиации, которое мы достаем из земли с ураном. На сегодняшний день достичь подобной эквивалентности мы не можем технологически, однако максимальное приближение к этому пределу — одна из задач, решаемых в рамках создания замкнутого топливного цикла».
Наиболее опасные долгоживущие радиоактивные отходы — это продукты активации урана и плутония: альфа-излучающие изотопы америция, нептуния и кюрия. Наибольшую долю в радиоактивных отходах занимает изотоп америций-241, его период полураспада составляет 430 лет. Исходя из того, что радиационная опасность снижается к нулю за 10 периодов полураспада, америций необходимо хранить почти 4,5 тысяч лет! В течение такого длительного срока сложно гарантированно обеспечить безопасность хранения, к тому же это достаточно дорого.
«В ходе экспериментов ученые выяснили, что америций гибнет в потоке быстрых нейтронов, — рассказывает Алексей Ананьев. — Этот процесс называется трансмутацией: америций взаимодействует с нейтронами и превращается в продукты деления, период полураспада которых составляет 30–50 лет, то есть срок необходимого контролируемого хранения таких отходов снижается до 300–500 лет, что вполне осуществимо. Как оказалось, петлевой ЖСР может служить эффективным инструментом для дожигания америция. В реактор, работающий в непрерывном цикле, вводится жидкая соль, содержащая делящийся материал, который поддерживает реакцию, и америций. По мере циркуляции топлива в реакторе америций выгорает, а в раствор вводятся новые порции америция, таким образом происходит его постепенное дожигание».
Выбрать соль и справиться с нейтронными ядами
В настоящий момент известны два состава жидких солей, в которых удобно осуществлять процесс трансмутации трансурановых элементов. Первый — фториды лития и бериллия (FLiBe). На подобном составе работал реактор в американском проекте MSRE. Второй состав — фториды лития, натрия и калия (FLiNaK), эвтектическая смесь, имеющая достаточно низкую температуру плавления. Ее преимущество — высокая растворимость фторида плутония, поддерживающего цепную реакцию, что позволяет поместить в нее большее количество америция для дожигания. Среди недостатков — высокая коррозионная активность по отношению к конструкционным материалам.
«На данный момент основное направление работ — разработка исследовательского жидкосолевого реактора (ИЖСР) на соли FLiBe, — рассказывает Алексей Ананьев. — У нее имеются свои недостатки, связанные с более низкой растворимостью делящихся материалов и использованием бериллия, который сам по себе недостаточно экологически чистый материал, что потребует создания специальной технологии для обеспечения безопасного вывода бериллия из зоны топливного цикла. Тем не менее этот состав гораздо лучше изучен, так как уже использовался в проекте MSRE. Конструкционный материал для ИЖСР — сплав на основе никеля с небольшим содержанием хрома (тип «Хастеллой»), проявляющий высокую коррозионную устойчивость к фторидам бериллия и лития. Вместе с тем идут исследовательские работы и по направлению FLiNaK. В Уральском федеральном университете (УрФУ) работает квалифицированная команда исследователей, и они уже приближаются к конструкционному составу материала, который может работать с солью FLiNaK».
В реакторах для дожигания актинидов в качестве делящегося материала, который поддерживает цепную реакцию, будет использоваться не уран-235, а плутоний реакторного качества, нарабатываемый в процессе эксплуатации реакторов ВВЭР. Это позволит решать две задачи — использовать избыток плутония и осуществлять трансмутацию америция.
Планируется, что на ГХК будет выстроена технологическая цепочка по замыканию топливного цикла. На комбинате создадут комплекс по переработке ОЯТ реакторов ВВЭР-1200 с последующим возвратом извлеченных делящихся материалов урана и плутония в топливный цикл с целью получения нового топлива. Все отходы, содержащие америций, нептуний и кюрий, будут дожигаться в ЖСР-С, после чего останутся только короткоживущие продукты деления с периодом полураспада 30–50 лет. Они будут остекловываться и отправляться на приповерхностное хранение.
Перспектива
«Для создания топливной композиции необходимо приготовить соль-носитель FLiBe, синтезировать фторид плутония, а также фториды америция, нептуния и кюрия, — объясняет Алексей Ананьев. — Это первый круг вопросов, которые мы решаем. Вторая часть работ — создание технологии переработки топливной соли в процессе работы реактора. Топливообеспечение, синтез фторидов, переработка топливной соли с целью очистки от полученных короткоживущих продуктов деления (так как в них присутствуют нейтронные яды, которые, накапливаясь, замедляют реакцию деления, поэтому от них надо очищать топливо в процессе работы реактора) — вот основные задачи, которые сегодня решаются в нашем институте».
Сжигатель внутри горы
Исследовательский ЖСР с модулем переработки топливной соли мощностью 10 МВт предполагается запустить на ГХК в 2030 году. На нем будут отрабатываться все технологические процессы — от управления реактором до переработки топливной соли. ИЖСР будет размещен в подгорной части ГХК. Планируемый период эксплуатации — 10 лет. За этот срок предполагается отработать все технологии и затем их масштабировать. На основании результатов проведенных экспериментов будет принято решение о строительстве полноразмерного ЖСР-С (С — сжигатель). Мощность полномасштабного ЖСР-С составит уже 2,4 ГВт, поэтому он также будет использоваться как источник электроэнергии, но это будет его вторичной функцией.
Алексей Ананьев
Главный научный сотрудник ВНИИНМ, руководитель проекта по созданию топливного цикла ЖСР, доктор химических наук:
— Жидкосолевой реактор для замыкания топливного цикла — это исключительно российская идея, другие страны не задумываются об этом. Второе принципиальное отличие от зарубежных проектов: в качестве делящегося материала будет использоваться не уран, а реакторный плутоний.
Прямая речь
«Предполагается, что за год работы ЖСР-С будет осуществляться 10 циклов вывода 1/10 части топлива на переработку, — рассказывает Алексей Ананьев. — 1/10 топлива сливается, после чего в реактор добавляется новое регенерированное топливо. При этом реактор не останавливается, цикл слива/загрузки производится на действующем реакторе, и загрузочная кампания, как на твердотопливных реакторах, не потребуется. Цикл непрерывный и рассчитан на 50 лет. Исходя из этого срока предъявляются требования к конструкционным материалам. Обосновано, что при работе на соли FLiBe с использованием конструкционного материала типа «Хастеллой» такой срок эксплуатации будет обеспечен».
По отдельной шкале безопасности
В настоящее время ЖСР не вписывается в существующую шкалу безопасности, которая создана для гетерогенных реакторов с твердым топливом. Отдельное направление работ — это создание новой нормативной базы для ЖСР. «По существующей шкале для гетерогенных реакторов сам запуск ЖСР приравнен к тяжелой ядерной аварии, так как присутствует выход топлива из активной зоны, — объясняет Алексей Ананьев. — В ЖСР топливо жидкое и является одновременно теплоносителем первого контура. В зоне реактора оно работает как топливо, идет ядерная реакция, затем это топливо попадает в теплообменник, где передает избыток тепла теплоносителю второго контура такого же состава (топливная соль — фториды лития и бериллия). В третьем контуре могут быть использованы разные варианты, охлаждение может быть водяным или воздушным. В России одни из самых жестких требований к безопасности. Поэтому работа с Ростехнадзором выделена в отдельное направление».
Окно возможностей
Сегодня работы по созданию ЖСР ведут Южная Корея, Китай, США и другие страны. Почему в мире вернулись к идее ЖСР? Тут есть целый ряд причин. Во-первых, это безопасный способ поддержания ядерной цепной реакции. Вторая причина — возможность вовлечь торий в топливный цикл. Однако в отличие от российского реактора, предназначенного для дожигания актинидов, ЖСР в других странах предполагается использовать исключительно для производства электроэнергии. Так, в Китае строится исследовательский ЖСР на основе урана с целью его дальнейшего масштабирования в энергетический реактор. У Дании есть проект строительства ЖСР на основе фторидов урана, натрия и калия, реактор будет плавучим — его предполагается разместить на нескольких баржах.
«ЖСР для замыкания топливного цикла — это исключительно российская идея, — подчеркивает Алексей Ананьев. — Другие страны не задумываются об этом, поэтому сейчас существует окно возможностей, и мы можем совершить прорыв в этой области для поддержания нашего технологического лидерства. Цель нашего реактора — замыкание топливного цикла путем дожигания долгоживущих высокоактивных компонентов ОЯТ — америция, нептуния, кюрия. Второе принципиальное отличие от зарубежных проектов: в качестве делящегося материала будет использоваться не уран, а реакторный плутоний. Таким образом, Росатом остается мировым лидером по ядерным технологиям».
