Экспорт быстрых реакторов, что хотим получить в итоге Опции

[KTN]

Совместно с какими странами нам нужно создавать прототип серийных коммерческих реакторов на быстрых нейтронах и технологию замкнутого уран-плутониевого топливного цикла?

1. США
2. Франция
3. Индия
4. Япония
5. Южная Корея
6. Бразилия
7. Китай

У нас в институте сошлись на мнении, что Южная Корея самый лучший вариант.

Интересно узнать точку зрения и аргументацию участников форума.

[VBVB]

При коммерческой эксплуатации экспортного быстрого реактора наличие воспроизводящего бланкета могло бы улучшить его экономику.
Однако этот вариант практически нереален для экспортных поставок быстровиков по причине противодействия США и их союзников.
Следовательно, нужно рассматривать варианты когда нарабатываемый в бланкетах плутоний будет иметь высокие топливные характеристики, но не очень будет пригоден для ЯО. Т.е. чтобы вариант непрофильного использования наработанного бланкетного плутония не казался стране-пользователю перспективным.

Предлагаемые варианты использования меняемого раз в десятилетие радиального бланкета (чтобы наработанный плутоний-239 выгорал в нем заметно) проблемны в отношении перезагрузок реактора и по требованиям к конструкционным материалам топливных кассет бланкета. Кроме того плутоний топливного качества с долей плутония-240 10-18% также применим для создания ЯО с несложной компоновкой.
Также этот вариант не решает вопрос накопления высокочистого оружейного качества плутония в торцевом бланкете. Если страна-нарушитель вознамерится извлечь его, то после годичной выдержки ОЯТ это принципиально технически несложная процедура с резкой твс, растворением бланкетного материала и репроцессинга.

Вопрос этот не раз рассматривался в литературе и было оценено наиболее перспективным направление допирование бланкетного обедненного урана младшими актинидами (нептуний, америций и кюрий).
Смысл подхода заключен в использовании реакций наработки плутония-238:
237Np(n,gamma)238Np -> 238Pu
241Am(n,gamma)242Am -> 242Cm-> 238Pu

Плутоний-238, имея значительное удельное тепловыделение порядка 567 Вт/кг и значительное спонтанное выделение нейтронов порядка 2660 нейтрон/г*с, при доле выше 9% в топливном плутонии делает создание ЯО с большинством принципиальных схем из него маловозможным.

Нептуний-237 заметно накапливается при высоких выгорания топлива, порядка 400 граммов на тонну ОЯТ при выгорании 30 ГВт*сут/тонну.
Изотопов америция довольно прилично накапливается в ОЯТ от легководников с высоким выгоранием больше 30 ГВт*сут/тонну. При выгорании ВВЭРного топлива 30 ГВт*сут/тонну суммарное содержание изотопов америция в нем около 75 граммов после выгрузки топлива из реактора.
В тонне топлива ОЯТ от РБМК при выгорании 20.5 ГВт*сут/тонну при выгрузке из реактора нептуния-237 содержится 152 грамма, изотопов америция 69 граммов.
В России в непереработанном ОЯТ порядка 3,6 тонн нептуния-237. С учетом прошлых запасов от ПУГРов, ВВЭР-440 и транспортных энергоустановок суммарно нептуния-237 около 4,3 тонн. Оценочный суммарный запас америция, с учетом америция-241 от распада плутония-241 из запасов оружейного и реакторного плутония, порядка 6.2-6.3 тонны.

Т.о. с учетом того, что оптимальным является допирование бланкетного материала 4-5% младших актинидов и с учетом имеющихся запасов нептуния-237 и изотопов америция можно предполагать что РФ, наладив непрерывную переработку запасов ОЯТ, способна в течении ближайшего полтора десятка лет поставить 210-250 тонн защищенного от распространения бланкетного материала.

Рассмотрим вариант поставки БН-800 в Китай с бланкетным материалом, допированным нептунием или америцием.
Годовой расход топлива для БН-800 около 1,2 тонны. Пусть грубо столько же облучается в торцевом бланкете. В радиальном бланкете среднеежегодно заменяется 4,5 тонн облучаемого материала. Т.о. суммарный годовой расход допированного бланкетного материала около 5,7 тонн. За 10 лет соответственно 57 тонн. Следовательно, использовав запас времени до строительства пары китайских БН-800 можно создать запас младших актинидов достаточных для обеспечения потребностей трех экспортных БНов по крайней мере на 15 лет.
Учитывая же реальные темпы наработки российского ОЯТ, к моменту постройки китайских БН-800 (2023-2024) запас младших актинидов позволит гарантированно обеспечивать эти два экспортных БНа "защищенным" бланкетным материалом в течении 25-30 лет.
Однако при таком подходе, снабжение более двух экспортных БНов РФ не потянуть.

Сообщение отредактировал VBVB - 23.1.2013, 17:49