Есть расхожая байка, что якобы малые запасы плутония мешают активному развитию новому поколению атомной энергетики с замкнутым циклом и сжигающим никому не нужный уран-238 вместо дефицитного урана-235. Вот мол наработается плутония побольше на планете, тогда и будет возможно переходить на другое ядерное топливо — смешанные оксиды или нитриды плутония с ураном (вместо оксидов урана).
На самом деле, такой проблемы нет, можно даже обойтись без переработки облучённого топлива из реакторов чернобыльского типа #
РБМК, отложив это прямо до конца текущего века. Развивая энергосистему сосредоточившись на переработке лишь запасов облучённого топлива из более современных #
ВВЭР.
Есть соответствующая публикация на тему моделирования развития энергосистемы:
Троянов В.М., Гулевич А.В., Гурская О.С. и др. Системные возможности быстрых натриевых реакторов в двухкомпонентной ядерной энергетике. — Известия вузов. Ядерная энергетика, 2024, вып.1, с.5−17
Переработка топлива «быстрых» реакторовИ что примечательно, не важно в какой момент этого века будет выполняться переработка топлива облучённого в бридерах на базе БН-800.
Часто декларируется или даже постулируется, что ради экономических показателей и для безопасности фабрикация топлива бридеров должна выполняться в пристанционном цикле. Однако, это важно лишь в том случае, когда бридер работает один-в-поле, изолированно от остальной части энергосистемы.
Есть и другой сценарий, когда уже накопленные запасы облучённого топлива с обычных АЭС десятилетиями собираемого в специализированные хранилища, там же по месту хранения и перерабатываются — ради фабрикации МОКС и/или СНУП топлива, в отдельных случаях и для #
РЕМИКС -топлива.
Моделирование работы энергосистемы показывает, что переработка топлива из бридеров не играет существенной роли в общем балансе плутония. И может выполняться лишь для того, чтобы не заниматься лишним хранением и транспортировкой этого облучённого топлива. Если же переработка этого топлива будет на какое-то время останавливаться, то это не отразится на энергосистеме в целом.
Использование МОКС и СНУП топливаТопливо являющееся смесью плутония с ураном нужно не только бридерам, но и активно используется на обычных АЭС, изначально рассчитанных лишь для топлива на базе дефицитного урана-235.
Т.е. реакторы обычных современных АЭС тоже могут работать на МОКС и СНУП топливе, не полностью, а лишь на 30-40% загрузки активной зоны. Тем самым на 30-40% сокращая потребление уранового топлива на дефицитном уране-235.
Однако, это самое МОКС и СНУП топливо для бридеров делается совсем иначе, чем для реакторов обычных АЭС, нет взаимозаменяемости на том или ином уровне :)
И при этом в топливо для бридера добавляются трансурановые, минорные актиниды или актиноиды, которые охота дожечь в активной зоне, а не хранить тысячелетиями. Те самые, которые извлекаются из облучённого топлива с обычных АЭС и пихаются в активную зону бридеров не ради получения энергии, а снижения количества опасных отходов, требующих очень длительного хранения.
Это дожигание и есть основа замкнутого цикла #
ЗЯТЦ — когда энергосистема требует лишь притока урана-238, а на выходе оставляет лишь осколки деления, спокойно тлеющие порядка 200-300 лет. При этом не требуется притока урана-235 или же плутония (не важно какого изотопного состава).
В таком режиме работы запасов урана-238 хватит на несколько тысяч лет.
Вполне логично, что фабрикация нового топлива должна происходить по месту хранения больших запасов уже отработавшего топлива, выгоревшего лишь на пять-семь процентов. Выполняется переработка с выделением тех самых трансурановых элементов и последующей фабрикацией двух видов МОКС и СНУП топлива — для обычных АЭС и для бридеров.
Моделирование показывает, что переработка топлива из ВВЭРов вполне обеспечит и натриевые реакторы-бридеры типа БН-800 или же БРЕСТы на свинцовом теплоносителе.
#
энергетика #
ОЯТ #
атом #
АЭС #
бридеры #
МОКС #
MOX #
СНУП #
lang_ru
