Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Первоначальная концепция применения реакторов-размножителей на быстрых нейтронах состояла в том, чтобы "сжигать" в них смесевое оксидное топливо, что сделало бы Японию практически независимой в том, что касается реакторного топлива. Однако реакторы данного типа оказались экономически неэффективными в эпоху изобилия недорогостоящего урана, и по этой причине реализация упомянутой концепции замедлилась, а программа применения смесевого оксидного топлива была перенацелена на использование указанного топлива в легководных реакторах, предназначенных для выработки тепловой энергии (тепловых реакторах).

В период с 1961 по 1994 гг. в Японии наблюдалась сильная приверженность идее развития реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, и главную роль здесь играла Корпорация по разработке энергетических реакторов и ядерного топлива, известная как PNC. В 1967 г. разработка реакторов данного типа была выдвинута в качестве главной цели японской ядерной программы наряду с созданием перспективных тепловых реакторов ATR. В 1994 г., однако, ожидаемые сроки начала коммерческой эксплуатации реакторов-размножителей на быстрых нейтронах были отодвинуты на 2030 г., а в 2005 г. начало коммерческой эксплуатации реакторов данного типа прогнозировалось уже только в 2050 г.

В 1999 г. японский институт разработки ядерного цикла JNC приступил к выполнению программы, задачи которой состояли в том, чтобы рассмотреть многообещающие концепции, к 2005 г. выработать основные положения плана разработок, а к 2015 г. установить систему технологий, применяемых в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. Основными характерными особенностями данных реакторов должны быть следующие: наличие средств пассивной безопасности, экономическая конкурентоспособность в сравнении с легководными реакторами, эффективное использование имеющихся ресурсов (в том числе способность "сжигать" трансурановые элементы и обедненный уран), снижение объемов радиоактивных отходов, устойчивость к попыткам распространения ядерных вооружений и материалов, универсальность применения (в частности, возможность использования для получения водорода). В работе по данной программе принимают участие японское агентство по атомной энергии (JAEA), организация CREIPI, а также энергогенерирующие компании, владеющие атомными электростанциями.

На втором этапе исследования, проводимого институтом JNC, основные усилия были сосредоточены на четырех основных типах конструкции реакторов-размножителей на быстрых нейтронах: реакторы, охлаждаемые расплавленным натрием и заправляемые смесевым оксидным топливом и металлическим топливом; реакторы, охлаждаемые гелием и заправляемые нитридным и смесевым оксидным топливами; реакторы, охлаждаемые свинцово-висмутной эвтектикой (легкоплавким расплавом) и заправляемые нитридными и металлическими топливами; сверхкритический водоохлаждаемый реактор, заправляемый смесевым оксидным топливом. Все эти конструкции предусматривают применение замкнутого топливного цикла, и были рассмотрены три пути переработки использованного топлива: перспективный способ переработки в водной среде; выделение металлов из оксидов с применением электричества (oxide electrowinning); пиротехническая обработка металлов (электроочистка) (metal pyroprocessing, electrorefining). Данные работы связаны с инициативой "4-е поколение" (Generation IV), в реализации которой Япония играет ведущую роль благодаря своим реакторам-размножителям на быстрых нейтронах, охлаждаемым жидким натрием. Бюджет агентства JAEA на 2006 г. позволил значительно активизировать исследования и разработки по топливному циклу для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах благодаря возрастанию объема финансирования до 34,6 млрд. иен.

В сентябре 2006 г. Федерация электроэнергетических компаний (FEPC) предложила конструкцию компактного реактора-размножителя на быстрых нейтронах, охлаждаемого жидким натрием, имеющего электрическую мощность 1500 МВт и заправляемого смесевым оксидным топливом. Ожидается, что данная конструкция будет конкурентоспособна по отношению к перспективным конструкциям легководных реакторов. Компания Mitsubishi ведет работу по коммерциализации данной конструкции. Создание меньшего по размерам демонстрационного образца прогнозируется на 2025 г.

Агенство JAEA проделало определенную работу по переработке использованного топлива реакторов на быстрых нейтронах с более высокими уровнями содержания плутония. Федерация FEPC предполагает производить переработку использованного топлива в водной среде, которая позволяет выделять из топлива уран, плутоний и нептуний вместе, а "малые актиниды" (minor actinides) с целью их "сжигания" будут добавляться в гранулы смесевого оксидного топлива.

В апреле 2007 г. правительство Японии выбрало компанию Mitsubishi Heavy Industries (MHI) в качестве основной компании по разработке нового поколения реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (FBR). С июля должна была начать работу компания Mitsubishi FBR Systems в качестве компании специалистов. Кроме того, эта компания несет ответственность за подготовку совместного с компанией Areva предложения о проведении работ по американскому проекту создания перспективного реактора для повторного использования делящихся материалов (US Advanced Recycling Reactor project), который является частью программы глобального ядерного энергетического партнерства (Global Nuclear Energy Partnership), которая осуществляется под эгидой США.

Ключевые теги: JAEA ATR