О концепции международных ядерно-технологических центров по утилизации плутония и роли гтр синтез-деление

Как уже отмечалось ранее, мировая ядерная энергетика к настоящему времени уже накопила (и продолжает накапливать) большое количество облученного топлива, в котором содержится довольно много плутония (его накоплено уже более тысячи тонн). Этот плутоний, его дальнейшая судьба вызывают беспокойство по разным причинам, среди которых важное место занимает проблема нераспространения. Для того чтобы уменьшить опасность неконтролируемого распространения плутония, предложена концепция его сжигания под международным контролем [7.1, 7.2]. По существу, при этом речь идет об интернационализации топливного цикла для глобальной ядерной энергетической системы.

В настоящей главе обсуждаются сильные и слабые стороны концепции международных ядерно-технологических центров, в которых предполагается под международным контролем осуществлять переработку облученного топлива и сжигание избыточного плутония в быстрых реакторах.

Рассматриваются варианты этой концепции, обеспечивающие развитие ядерной энергетики при переходе от топливного цикла с подпиткой природным ураном к полностью замкнутому циклу на основе искусственных делящихся материалов. Предлагается наделить эти центры двумя новыми функциями:

• 1) наработка высококачественного ядерного топлива;
• 2) формирование состава топлива с защитными свойствами от неконтролируемого распространения с сохранением экспортного потенциала за ядерной энерготехнологией. Для этого в центрах предлагается использовать гибридные реакторы синтез-деление.

Концепция международных ядерно-технологических центров по утилизации плутония и по формированию многоизотопного уранового топлива. Глобальное ядерное партнерство GNEP.

Насколько известно авторам, эта концепция была разработана в Лос-Аламосской Лаборатории США [7Л, 7.2], выдвинута Президентом США и имеет аббревиатуру GNEP — Global Nuclear Energy Partnership (Глобальное ядерно-энергетическое партнёрство). В рамках этого подхода предполагается организация на планете нескольких крупных ядерно-технологических центров под международным контролем, куда будет доставляться облученное урановое топливо, выгруженное с атомных электростанций. В этих центрах облученное топливо должно перерабатываться и из него будет выделяться плутоний. Ключевым элементом этой концепции (наряду с переработкой и выделением плутония под международным контролем) является то, что выделенный плутоний будет сжигаться на площадках этих же центров и не будет распространяться по планете. Не исключается однократное рециклирование плутония при условии его неразделения от урана и обеспечения защищенности на уровне не ниже «Spent Fuel Standard» [7.3], например, при использовании термо-механической технологии DUPIC-процесса регенерации облученного топлива [7.4].

Атомные электростанции по всему миру в основном будут использовать только добываемый природный уран, а также регенерированный уран, извлеченный из облученного топлива в этих центрах. Предполагается, что так будет продолжаться до начала исчерпания запасов дешевого урана (в последней четверти ХХ1-го века или несколько позже), после чего потребуется переход на бридеры, используя сохраненное минимально необходимое количество плутония при обеспечении режима нераспространения. По какому сценарию будет происходить переход к замкнутому топливному циклу, не было детализировано, возможно, по простой причине — неразумно детализировать такую отдаленную перспективу.

Нельзя не упомянуть также, что на Саммите Тысячелетия Генеральной Ассамблеи ООН в 2000 году Президентом России были предложны базовые принципы, на которых может быть развита крупномасштабная ядерная энергетика нашей планеты и её топливный цикл с сохранением режима нераспространения.

Таким образом, в рамках инициативы GNEP топливный цикл (в интернационализированном виде) можно охарактеризовать как замкнутый топливный цикл с подпиткой природным ураном: АЭС, разбросанные по всему миру, питаются ураном, а избыточный плутоний практически полностью сжигается (возможно, в многоцикловом режиме) в специальных сжигателях, размещенных на территории международных центров, что и позволит обеспечить режим нераспространения". В самых общих чертах идеология концепции GNEP представлена на рис. 7.1.

Рис. 7.1. Схема концепции глобального ядерного энергетического партнерства.

(GNEP, США) Заметим, что не исключается также использование плутония в реакторахбатарейках, в которых не предусмотрено оборудование для операций с перегрузкой топлива.

Можно заметить, что эта концепция интернационализации топливного цикла глобальной ядерной энергетической системы имеет три неблагоприятных особенности.

Первая особенность связана с тем, что, как и всякая концепция топливного цикла, эта концепция, будучи ориентирована на использование дешевых урановых ресурсов, должна содержать в себе возможность трансформации в новую концепцию топливного цикла, когда дешевый уран будет исчерпан. То есть она должна обеспечить возможность перехода всей ядерной энергетической системы на искусственное топливо (на базе того же плутония, как это подразумевается в этой концепции).

Таким образом, международные центры, будучи задуманы для обращения с облученным топливом и сжигания только избыточного плутония (централизованно и под международным контролем), должны будут вобрать в себя либо весь плутониевый топливный цикл и все АЭС со сжигаемым плутонием, либо придется использовать такую технологию обращения с плутонием, которая обеспечила бы приемлемый уровень его защищенности от неконтролируемого распространения и позволила бы использовать его за пределами международных центров. Тогда вполне правомерным представляется вопрос о том, почему бы не ориентироваться на это с самого начала? В этом состоит «внутренняя» противоречивость предложенной концепции.

Вторая, «внешняя» особенность связана с возможным массированным воздействием предлагаемых международных ядернотехнологических центров на экологическую обстановку регионов, в которых эти центры могут быть расположены. Отметим здесь только одно воздействие — а именно тепловое загрязнение, связанное со сжиганием плутония на территории этих центров. Ведь, как известно, на одну тонну урана, сожженного в урановых легководных реакторах, накапливается около трети тонны плутония. Его сжигание, по существу, будет означать, что около 30% атомных мощностей придется сосредоточить в таких центрах, либо несколько меньше, если допускается однократное использование МОХ топлива в рамках DUPIC-процесса промежуточной регенерации топлива [7.4]. Это будет беспрецедентная концентрация энергетических мощностей даже для существующего масштаба ядерной энергетики [7.5].

Третья особенность связана с тем, что уже в настоящее время и на ближайшие десятилетия XXI-го века в условиях использования центрифужной технологии для обогащения природного урана (и её расползания по миру, что уже является непреложным фактом) слабообогащенный уран для подпитки АЭС уже стал чуть ли не самым привлекательным материалом для превращения его в высокообогащенный (оружейный) уран. Этот вопрос был проанализирован в исследовании НИЦ «Курчатовский институт» [7.6, 7.7]. Поэтому слабообогащенный уран в составе свежего топлива для АЭС должен быть надежно защищен.

Отмечая, что эти особенности носят едва ли не принципиальный характер, и признавая важным фактор интернационализации топливного цикла будущей ядерной энергетики, целесообразно рассмотреть иные варианты концепции интернационализации топливного цикла, в которых были бы исключены указанные неблагоприятные особенности.

Поэтому является важной инициатива России на Саммите Тысячелетия, касающаяся основных принципов построения международного ядерного топливного цикла. Ядерный топливный цикл должен быть построен так, чтобы было исключено использование материалов оружейного класса. Должны быть исключены операции и оборудование, обеспечивающие разделение урана и плутония при переработке облученного топлива. Использование технологии обогащения урана должно быть централизовано и осуществляться под международным контролем.

Уместно заметить, что первый шаг в этом направлении уже сделан. Россия предложила для этой цели использовать Ангарский электролизно-химический комбинат в качестве базового предприятия такого международного центра для предоставления услуг по обогащению урана и создания международного банка ядерного топлива. Однако низкообогащенный уран, будучи привлекательным материалом, сам нуждается в придании ему свойства самозащищённости от несанкционированных попыток его дообогащения до оружейного уровня.

Такая возможность (придание низкообогащённому урану свойство самозащищённости от дообогащения), хотя и кажется на первый взгляд трудновыполнимой, но может обрести реальную возможность, если использовать потенциал технологии ГТР синтезделение. Ведь как было показано ранее, в Th-бланкете ГТР синтезделение будет происходить наработка, главным образом, (²³¹РаU- и)-топлива, т. е. по существу, уранового топлива.

Теперь рассмотрим физические предпосылки повышения защищенности топлива при введении в него ^23|Ра и ²³⁷Np. Наличие в составе топливной композиции ²³¹ Ра способствует интенсивной наработке ²³²U при облучении топлива в реакторе:

Как известно [7.8], нуклид ²³²U рассматривается как денатурирующий для уранового топлива. Данный изотоп урана является мощным источником нейтронов спонтанного деления (1300н/с кг [7.8, 7.9]); кроме того, испускаемые им а-частицы способны генерировать нейтроны в (ащ)-реакциях на ядрах легких элементов, которые всегда присутствуют в делящемся материале в виде примесей. Как известно [7.10], энергетический выход ядерного взрывного устройства (ЯВУ) с таким материалом может быть существенно понижен в силу преждевременного запуска цепной реакции деления (режим предетонации). Кроме того, изотоп ²³²U является мощным источником тепла а-распада (830 Вт/кг [7.11] с последующим ростом в процессе выдержки, что может привести к перегреву компонент ЯВУ.

Что же касается вопроса о том, представляет ли сам нуклид ²³¹Ра опасность с точки зрения его потенциального использования в ЯВУ, то можно отметить следующее. Критическая масса ²³¹Ра составляет 750 кг [7.12], что примерно соответствует критической массе урана, обогащенного до 20% по ²³⁵U (который согласно рекомендациям МАГАТЭ является материалом непрямого использования [7.13]), т. е. с точки зрения неконтролируемого распространения протактиний не представляет серьезной опасности.

Введение

в состав топливной композиции ²³⁷Np способствует интенсивной наработке ²³⁸Ри при облучении топлива в реакторе:

Нуклид ²³⁸Ри рассматривается в качестве денатурирующего для.

9Т9 9^о плутония [7.9, 7.14]. Аналогично «U, изотоп «Ри является мощным источником тепла а-распада (570 Вт/кг), что может привести к перегреву компонент ЯВУ. Ниже будет показано, что введение даже небольшого количества ²³⁷Np в состав топливной композиции (на уровне нескольких процентов) позволяет существенно повысить защищенность плутония, доля ²³⁸Ри в котором может составить 40-^80%.

Важно отметить, что критическая масса металлического ²³⁷Np составляет около 57 кг [7.11, 7.12], что приблизительно соответствует критической массе высокообогащенного урана. Он также характеризуется рекордно низкой интенсивностью генерации нейтронов спонтанного деления. Поэтому наличие в топливе нептуния, который может быть выделен с помощью химических методов, в принципе нежелательно. Однако его невысокое содержание представляется приемлемым, так как его введение позволяет обеспечить защищенность плутониевой фракции.