Жылдам реакторлық технологиялар: Интегралды жылдам реакторлар тарихы мен дамуы

Кіріспе

Ядролық реактордың конструкциясы

Интегралды жылдам реактор (IFR, бастапқыда жоғары деңгейдегі сұйық металл реакторы) – жылдам нейтрондарды пайдаланып, нейтрондық баяулағышсыз жұмыс істейтін ядролық реактордың конструкциясы ("жедел" реактор). IFR көбірек отын өндіруге қабілетті және реактор орнында электротазарту арқылы қайта өңдеуді қолданатын ядролық отын циклімен ерекшеленеді. АҚШ Энергетика министрлігі 1984 жылы IFR жобалауды бастады және Эксперименталды көбейткіш реактор II прототипін құрастырды. 1986 жылдың 3 сәуірінде өткен екі сынақ IFR концепциясының қауіпсіздігін көрсетті. Бұл сынақтар салқындатқыш ағынының жоғалтылуына байланысты апатты жағдайларды модельдеді. Реактордың штаттық тоқтату құрылғылары өшірілгеніне қарамастан, ол жүйеде ешқандай жерде қызып кетпей, қауіпсіз түрде тоқтады. IFR жобасы 1994 жылы АҚШ Конгресі тарапынан аяқталуға үш жыл қалғанда тоқтатылды. Ұсынылған IV буын натриймен салқындатылатын жылдам реактор – осы жобаның ең жақын сақталған жылдам көбейткіш реакторлық конструкциясы. Басқа елдер де жылдам реакторларды жобалап, пайдалануға енгізді. S PRISM (SuperPRISM-тен), сондай-ақ PRISM (Энергиялық реактордың инновациялық шағын модулі) – GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) компаниясының IFR негізіндегі ядролық электр станциясының атауы. 2022 жылы GE Hitachi Nuclear Energy және TerraPower компаниялары 5 натрийлі жылдам реакторға негізделген ядролық электр станциясының дизайнын зерттеуді бастады, бұл PRISM реакторының IFR негізіндегі және TerraPower компаниясының қозғалатын толқынды дизайнмен, қорытылған тұзды сақтау жүйесімен жабдықталған Kemmerer, Вайоминг штатында орналасуы мүмкін.

Тарих

IFR реакторларын зерттеу 1984 жылы Иллинойс штатының Аргонн қаласындағы Аргонн ұлттық зертханасында басталды. АҚШ Энергетика министрлігінің ұлттық зертханалар жүйесінің бір бөлігі ретінде, қазір Чикаго университетінің шарт бойынша басқаратын мекемесі болып табылады. Аргонн бұрын Айдахо штатының Айдахо Фолс қаласында "Аргонн Вест" деп аталған филиал кампусына ие болған, ол қазір Айдахо Ұлттық зертханасының құрамына кіреді. Бұрынғы филиал кампусындағы Аргонн Вест физиктері Эксперименталды шағын реактор II (ЭБР II) деп белгілі болған құрылғыны жасады. Осы уақыт аралығында Аргонн зертханасының физиктері IFR тұжырымдамасын әзірледі, содан кейін ЭБР II реакторы IFR-ге айналдырылуы шешілді. IFR жобасын Аргонннан келген канадалық физик Чарльз Тилл басқарды, ал Юн Чанг оның орынбасары болды. Тилл Айдахо штатында, ал Чанг Иллинойс штатында орналасқан.

Күшін жою

1992 жылы Билл Клинтон президент болып сайланғанда және Хейзел О'Лири Энергетика министрі болып тағайындалғанда, IFR жобасын тоқтату үшін жоғары деңгейден қысым көрсетілді. Сенатор Джон Керри (D MA) және О'Лири реакторға қарсы шығып, оның ядролық қаруды көбейтуге қауіп төндіретінін және Конгресс тоқтатқан Клинч Ривер көбейткіш реакторы жобасының жалғасы екенін айтты. Сонымен қатар, 1994 жылы Энергетика министрі О'Лири IFR технологиясын дамытудағы еңбегі үшін жетекші ғалымды 10 000 доллармен және алтын медальмен марапаттады, марапаттау қағазында оның жұмысы "қауіпсіздікті арттырды, отынды тиімді пайдалануға мүмкіндік берді және радиоактивті қалдықтарды азайтты" делінген. IFR-ге қарсылар DOE-нің Ядролық қауіпсіздік кеңсесінің бұрынғы Аргонн қызметкерінің Аргонн оның қауіпсіздік туралы алаңдаушылықтарын білдіргені үшін оған қысым көрсеткені және IFR бағдарламасы бойынша жүргізілген зерттеулердің сапасы туралы баяндамасын да ұсынды. Бұл баяндама халықаралық деңгейде кеңінен таралды, сонымен қатар маңызды ғылыми басылымдарда әртүрлі жарияланды. Британдық Nature журналы "Баяндама жарыздаушыны қолдайды" деген мақала жариялады және IFR зерттеулерін бағалаған DOE тобының мүдделер қақтығысын атап өтті. Ал Science журналында "Аргонн жарыздаушысы шынымен де түтін шашып жүр ме?" деген мақала жарық көрді. Сол кездегі өкіл Дик Дёрбин (D IL) және АҚШ сенаторлары Кэрол Мозли Браун (D IL) және Пол Саймон (D IL) реакторды қолдағанмен, оған қаржыландыру тоқтатылды және ол 1994 жылы, аяқтаудан да қымбатқа түсті. Президент Клинтонға бұл туралы хабарланғанда, ол: "Білемін, бұл бір нысан" деді.

2000 жылдан бастап

2001 жылы 4-ші буын реакторлардың жол картасының аясында DOE, 242 адамдық команданы – DOE, UC Беркли, Массачусетс технология институты (MIT), Стэнфорд, ANL, Лоуренс Ливермор ұлттық зертханасы (LLNL), Toshiba, Westinghouse, Duke, EPRI және басқа да мекемелердің ғалымдарын 27 түрлі критерий бойынша 19 үздік реактор дизайнын бағалауға міндеттендірді. IFR осы зерттеуде 1-орынды иеленді, ал зерттеудің нәтижелері 2002 жылдың 9 сәуірінде жарияланды. Қазіргі таңдағыда коммерциялық режимде интегралды жылдам реакторлар жоқ. Дегенмен, плутоний қорын өңдеуге арналған, BN 800 реакторы сияқты ұқсас жылдам реактор 2014 жылы коммерциялық пайдалануға енгізілді.

Техникалық шолу

IFR сұйық натриймен салқындатылады және уран-плутоний қорытпасымен жұмыс істейді. Отын темір қаптамаға орналастырылған, ал отын мен қаптама арасында сұйық натрий толтырылған. Отын үстіндегі бос кеңістік гелий мен радиоактивті ксенонның отын элементі ішіндегі қысымды күрт арттырмай, қауіпсіз жиналуын қамтамасыз етеді, сонымен қатар отынның қаптаманы бұзбай кеңеюіне мүмкіндік береді, бұл металл отынды оксидті отыннан тиімді етеді. Сұйық металл қорғасынға қарағанда сұйық натрий салқындатқышының артықшылықтары – оның тығыздығы және тұтқырлығы айтарлықтай төмен (соққы құбырларын пайдалану шығындары азаяды), ол әдеттегі болаттарды (еріту арқылы) тозуға ұшыратпайды және радиоактивті нейтрондық белсендірудің іс жүзінде қалдық өнімдерін жаратпайды. Натрий салқындатқышының кемшілігі, қорғасын салқындатқышына қарағанда, натрийдің химиялық реакцияға бейімділігі, әсіресе сумен немесе ауамен. Советтік "Альфа" класындағы су асты кемелерінің реакторларында салқындатқыш ретінде қолданылатын қорғасын мен висмуттың эвтектикалық қорытпасы қорғасынмен алмастырылуы мүмкін.

Металл отыны

EBR II-де қаптаманың ішінде натриймен толтырылған қуыс бар, отынның кеңеюіне мүмкіндік беретін металл отын көрсетілді. Металл отын пироөңдеуді қайта өңдеу технологиясы ретінде басымдыққа ие етеді. Металл отынды жасау, әсіресе қашықтан басқару жағдайында, керамикалық (оксидтік) отынға қарағанда оңай және арзан.

Артықшылықтар

Көбейту реакторлары (мысалы, IFR) принципі бойынша уран немесе торийдегі энергияның дерлік барлық бөлігін алуға мүмкіндік береді, бұл дәстүрлі бір реттік реакторлармен салыстырғанда отын қажеттілігін шамамен екі ретке азайтады. Дәстүрлі реакторлар тау-кенде алынған уран энергиясының 0,65%-дан аз бөлігін және олармен отын ретінде қолданылатын байытылған уранның 5%-дан аз бөлігін ғана пайдаланады. Бұл отын қоры туралы алаңдаушылықты және кен өндіруге жұмсалатын энергияны едәуір азайтуға мүмкіндік береді. Бүгінде жылдам реакторлардың отын тиімділігінің себебі одан да маңызды: себебі жылдам нейтрондар барлық трансураникалық қалдықтарды (TRU) – қалдық компоненттерді (актинидтер: реакторлық сападағы плутоний және кіші актинидтер) ыдыратуға немесе "жағуға" қабілетті. Олардың көпшілігі ондаған мың жылдар немесе одан да ұзақ өмір сүреді және дәстүрлі ядролық қалдықтарды кез келген орынға орналастыруды қиын жасайды. Реактор өндіретін радиоактивті ыдырау өнімдерінің (РҚ) көпшілігінің жартылай ыдырау мерзімі әлдеқайда қысқа: олар қысқа мерзімде өте радиоактивті, бірақ тез ыдырайды. Көптеген циклдардан өткен соң IFR уран мен трансуран элементтерінің 99,9%-ы ыдырап, энергия өндіреді; сондықтан оның қалдықтары тек ыдырау өнімдерінен ғана тұрады. Олардың жартылай ыдырау мерзімі қысқа болғандықтан, 300 жылдан кейін олардың радиоактивтілігі бастапқы уран кенінен төмен болады. Төртінші буын реакторлардың үшінші буын станцияларының қалдықтарын пайдалануға арналған жобалар ядролық саланың тарихын түбірінен өзгерте алады – үшінші және төртінші буын станцияларының комбинациясы үшінші буын станциясының өзінен гөрі тартымдырақ энергия опциясы болуы мүмкін, әсіресе қалдықтарды басқару және энергия қауіпсіздігі тұрғысынан. "Интегралды" термині электрхимиялық пиропроцессинг арқылы жүзеге асырылатын орынды қайта өңдеуді білдіреді. Бұл пайдаланылған отынды 3 фракцияға бөледі: 1. Уран, 2. Плутоний изотоптары және басқа трансуран элементтері, және 3. Ядролық ыдырау өнімдері. Уран және трансуран элементтері жаңа отын таяқшаларына қайта өңделеді, ал ыдырау өнімдері қауіпсіз сақтау үшін шыны мен металл блоктарына айналдырылады. 2 және 3 фракциялар (трансуран элементтері мен ыдырау өнімдерінің қосындысы) жоғары радиоактивті болғандықтан, отын таяқшаларын тасымалдау және қайта өңдеу операцияларында роботтық немесе қашықтан басқарылатын жабдықтар қолданылады. Бұл да артықшылық деп есептеледі, ақау емес, себебі қондырғыдан ешқашан шықпайтын (егер оны ұстасаң, өлімге әкелетін) бөлінетін материалдың таралу мүмкіндігін едәуір азайтады.

Breeder reactors (such as the IFR) could in principle extract almost all of the energy contained in uranium or thorium, decreasing fuel requirements by nearly two orders of magnitude compared to traditional once through reactors, which extract less than 0.65% of the energy in mined uranium, and less than 5% of the enriched uranium with which they are fueled. This could greatly dampen concern about fuel supply or energy used in mining. What is more important today is why fast reactors are fuel efficient: because fast neutrons can fission or "burn out" all the transuranic waste (TRU) waste components (actinides: reactor grade plutonium and minor actinides) many of which last tens of thousands of years or longer and make conventional nuclear waste disposal so problematic. Most of the radioactive fission products (FPs) the reactor produces have much shorter half lives: they are intensely radioactive in the short term but decay quickly. Through many cycles, the IFR ultimately causes 99.9% of the uranium and transuranium elements to undergo fission and produce power; so its waste is just the fission products. These have much shorter half lives; so in 300 years, their radioactivity will fall below that of the original uranium ore. The fact that 4th generation reactors are being designed to use the waste from 3rd generation plants could change the nuclear story fundamentally—potentially making the combination of 3rd and 4th generation plants a more attractive energy option than 3rd generation by itself would have been, both from the perspective of waste management and energy security. "Integral" refers to on site reprocessing by electrochemical pyroprocessing. This separates spent fuel into 3 fractions: 1. Uranium, 2. Plutonium isotopes and other Transuranium elements, and 3. Nuclear fission products. The uranium and transuranium elements are recycled into new fuel rods, and the fission products are eventually converted to glass and metal blocks for safer disposal. Because fractions 2 and 3 (the combined transuranium elements and the fission products) are highly radioactive, fuel rod transfer and reprocessing operations use robotic or remote controlled equipment. This is also claimed to be a feature; not a bug; since fissile material that never leaves the facility (and would be lethal to handle if it did) greatly reduces the proliferation potential of possible diversion of fissile material.

Қауіпсіздік

Дәстүрлі жеңіл су реакторларында (ЖЖР) судың сұйық күйде қалуын қамтамасыз ету үшін өзектің жоғары қысымда ұсталуы қажет. IFR реакторы сұйық металлмен салқындатылатындықтан, өзегі амбиенттік қысымға жуық қысымда жұмыс істей алады, бұл салқындатқыш апаттарының қаупін күрт азайтады. Бүкіл реактор өзегі, жылу алмастырғыштар және негізгі салқындату сорғылары сұйық натрий немесе қорғасын тоғанына батырылған, бұл негізгі салқындатқыштың жоғалуын өте сирек жағдайға айналдырады. Салқындатқыш контурлары табиғи конвекция арқылы салқындатуға мүмкіндік беретіндей етіп жасалған, яғни қуат жоғалуы немесе күтпеген реактор тоқтатылуы жағдайында реактор өзегінен бөлінетін жылу негізгі салқындату сорғылары істен шыққан жағдайда да салқындатқыш сұйықтығын айналымда ұстауға жеткілікті болады. IFR дәстүрлі ЖЖР-мен салыстырғанда пассивті қауіпсіздік артықшылықтарына ие. Отын мен қаптама температураның артуына байланысты кеңейгенде, ядродан көбірек нейтрондардың шығуына мүмкіндік туады, осылайша тізбекті бөліну реакциясының қарқыны төмендейді. Басқаша айтқанда, өзектің температурасының өсуі өзектің қуатын азайтатын кері байланыс механизмі ретінде әрекет етеді. Бұл қасиет реактивтіліктің теріс температуралық коэффициенті деп аталады. Көптеген ЖЖР-де де теріс реактивтілік коэффициенттері бар; алайда IFR-де бұл әсер операторлардың немесе қауіпсіздік жүйелерінің араласуынсыз өзектің зақымдануын тоқтатуға жеткілікті күшті. Бұл прототиптегі қауіпсіздік сынақтары кезінде көрсетілді. Халықаралық аудитория үшін сынақтарды өткізген инженер Пит Планшон: «1986 жылы біз кішкентай [20 МВт] озық жылдам реактор прототипіне екі рет балқып кету мүмкіндігін бердік. Бірақ ол екі рет те әдептілікпен бас тартты» деді. Сұйық натрий қауіпсіздік мәселелерін тудырады, өйткені ол ауамен жанасқанда спонтанды түрде тұтанады және сумен жанасқанда жарылысқа әкелуі мүмкін. Монжу атом электр стансасында 1995 жылы болған апат пен өрт осылай болды. Бу турбиналарынан судың ағып кетуінен болатын жарылыс қаупін азайту үшін IFR конструкциясы (басқа натриймен салқындатылатын жылдам реакторлардағыдай) реактор мен бу турбиналары арасындағы аралық сұйық металл салқындатқыш контурын қамтиды. Бұл контурдың мақсаты – натрий мен турбина суының кездейсоқ араласуынан болатын кез келген жарылыс екінші жылу алмастырғышымен шектеледі және реактордың өзіне қауіп төндірмейді. Балама конструкциялар алғашқы салқындатқыш ретінде натрийдің орнына қорғасынды пайдаланады. Қорғасынның кемшіліктері – оның жоғары тығыздығы мен тұтқырлығы, бұл сорғылау шығындарын арттырады, сондай-ақ нейтронды сіңіру нәтижесінде туындайтын радиоактивті активация өнімдері. Кейбір ресейлік су асты қайық реакторларында қолданылатын қорғасын-бисмут эвтектасының тұтқырлығы мен тығыздығы төмен, бірақ сол активация өнімдері проблемалары туындауы мүмкін.

In traditional light water reactors (LWRs) the core must be maintained at a high pressure to keep the water liquid at high temperatures. In contrast, since the IFR is a liquid metal cooled reactor, the core could operate at close to ambient pressure, dramatically reducing the danger of a loss of coolant accident. The entire reactor core, heat exchangers, and primary cooling pumps are immersed in a pool of liquid sodium or lead, making a loss of primary coolant extremely unlikely. The coolant loops are designed to allow for cooling through natural convection, meaning that in the case of a power loss or unexpected reactor shutdown, the heat from the reactor core would be sufficient to keep the coolant circulating even if the primary cooling pumps were to fail. The IFR also has passive safety advantages as compared with conventional LWRs. The fuel and cladding are designed such that when they expand due to increased temperatures, more neutrons would be able to escape the core, thus reducing the rate of the fission chain reaction. In other words, an increase in the core temperature will act as a feedback mechanism that decreases the core power. This attribute is known as a negative temperature coefficient of reactivity. Most LWRs also have negative reactivity coefficients; however, in an IFR, this effect is strong enough to stop the reactor from reaching core damage without external action from operators or safety systems. This was demonstrated in a series of safety tests on the prototype. Pete Planchon, the engineer who conducted the tests for an international audience quipped "Back in 1986, we actually gave a small [20 MWe] prototype advanced fast reactor a couple of chances to melt down. It politely refused both times." Liquid sodium presents safety problems because it ignites spontaneously on contact with air and can cause explosions on contact with water. This was the case at the Monju Nuclear Power Plant in a 1995 accident and fire. To reduce the risk of explosions following a leak of water from the steam turbines, the IFR design (as with other sodium cooled fast reactors) includes an intermediate liquid metal coolant loop between the reactor and the steam turbines. The purpose of this loop is to ensure that any explosion following the accidental mixing of sodium and turbine water would be limited to the secondary heat exchanger and not pose a risk to the reactor itself. Alternative designs use lead instead of sodium as the primary coolant. The disadvantages of lead are its higher density and viscosity, which increases pumping costs, and radioactive activation products resulting from neutron absorption. A lead bismuth eutectate, as used in some Russian submarine reactors, has lower viscosity and density, but the same activation product problems can occur.

Ядролық қалдықтар

IFR реакторлары LWR реакторларына қарағанда әлдеқайда аз қалдықтар шығарады және тіпті басқа қалдықтарды отын ретінде пайдалана алады. Бүгінде IFR стиліндегі технологияны дамытудың басты себебі – ол қазіргі ядролық қалдықтар мәселесіне ең тиімді шешім ұсынады. Себебі, жылдам реакторлар қолданыстағы реакторлардың қалдықтарымен қатар, қару-жарақтарда қолданылатын плутониймен де отынмен қамтамасыз етіледі, 2014 жылдан бері BN 800 реакторы осылай жұмыс істеп келеді. Кемелденген уран (DU) қалдықтары да жылдам реакторларда отын ретінде қолданылуы мүмкін. IFR реакторларының қалдықтарының жартылай ыдырау мерзімі қысқа болса, олар тез ыдырайды және салыстырмалы түрде қауіпсіз болады, ал ұзақ болса, аз ғана радиоактивті болады. Пироөңдеу процесінің нәтижесінде нақты қалдықтардың/бөліну өнімдерінің жалпы көлемі бірдей қуаттылықтағы жеңіл су реакторында өндірілген жұмсалған отын көлемінің 1/20 бөлігін құрайды және көбінесе барлығы қалдық деп есептеледі. Бөліну өнімдерінің 70% тұрақты немесе жартылай ыдырау мерзімі бір жылдан аз. Бөліну өнімдерінің 6% құрайтын Технеций-99 және Йод-129 өте ұзақ жартылай ыдырау мерзіміне ие, бірақ реактор ішінде нейтронды сіңіру арқылы өте қысқа жартылай ыдырау мерзімі бар (15,46 секунд және 12,36 сағат) изотоптарға айналдырылуы мүмкін, бұл оларды тиімді түрде жоюға мүмкіндік береді (толық ақпарат алу үшін Ұзақ өмір сүретін бөліну өнімдеріне қараңыз). Тағы 5% бөліну өнімі болып табылатын Цирконий-93 принципі бойынша радиоактивтілігі маңызды емес отын қабықшасына қайта өңделуі мүмкін. Трансурандық қалдықтарын ((TRU) – бұл Уран-238 LWR-де баяу жылулық нейтронды ұстағанда пайда болатын, бірақ бөлінбейтін изотоптар) ескермегенде, TRU отынынан қайта өңделгеннен кейін қалған барлық жоғары деңгейлі қалдықтар/бөліну өнімдері ((FP)) 400 жыл ішінде табиғи ураннан (граммға грамм салыстырғанда) радиотоксикалық жағынан төмен болады және одан әрі төмендеуді жалғастырады. IFR қалдықтарының екі түрінде де плутоний немесе басқа актинидтер жоқ. Қалдықтардың радиоактивтілігі шамамен 300-400 жылда бастапқы кенге ұқсас деңгейге дейін ыдырайды. Шындығында, АҚШ-та көптеген LWR отындары қайта өңдеуге немесе геологиялық қоймаға орналастыру үшін тасымалданудың орнына реактор орнында сақталады. Қайта өңдеуден алынған жоғары деңгейлі қалдықтардың аз көлемі реакторларда біраз уақытқа дейін сақталуы мүмкін, бірақ орташа өмір сүретін бөліну өнімдерінен (MLFP) өте радиоактивті және қазіргі құрғақ сақтау ыдыстарындағыдай қауіпсіз сақталуы керек. Пайдаланудың алғашқы онжылдықтарында, MLFP-нің жылу шығару деңгейі төмендегенге дейін геологиялық қойманың сыйымдылығы көлеммен емес, жылу шығарумен шектеледі, ал кез келген бөліну реакторынан бірлік қуатқа шаққандағы орташа өмір сүретін бөліну өнімдерінен ыдыраған жылу шығару бірдей, бұл бастапқы қойманы орналастыруды шектейді. Реактордың қалдық ағынынан плутонийді толық жою, көптеген басқа реакторлардан алынған пайдаланылған ядролық отынмен байланысты қазіргі алаңдаушылықты азайтады, атап айтқанда, пайдаланылған отын қоймасы болашақта плутоний кеніші ретінде пайдаланылуы мүмкін деген қауіп бар. Кейбіреулер актинидтерді жою геологиялық қоймада сақтау үшін маңызды артықшылықтар бермейді деп санайды, себебі жер асты суларының сіңірілуі сияқты сценарийлердегі ең маңызды бөліну өнімдерінің нуклидтері радиоактивті актинидтерге қарағанда ұзақ жартылай ыдырау мерзіміне ие. Бұл мәселелер мұндай материалдарды ерімейтін Синрокта сақтау жоспарын қарастырмайды және медициналық рентген сәулелері, ғарыш сәулелері немесе табиғи радиоактивті тау жыныстары (мысалы, гранит) сияқты табиғи көздерден келетін қауіптерді ескермейді. Бұл адамдар Технеций-99, Йод-129 және Цезий-135 сияқты радиоактивті бөліну өнімдерімен айналысады, олардың жартылай ыдырау мерзімі 213 000 мен 15,7 миллион жыл аралығында. Олардың кейбіреулері тіпті осы салыстырмалы түрде төмен мәселелерді шешу үшін трансмутацияға ұмтылады, мысалы, IFR-дің оң бос коэффициенті ядроға Технеций қосып, қабылдауға болатын деңгейге дейін төмендетілуі мүмкін, бұл процесте ядролық трансмутация арқылы ұзақ өмір сүретін бөліну өнімі Технеций-99-ды жоюға көмектеседі. (толық ақпарат алу үшін Ұзақ өмір сүретін бөліну өнімдеріне қараңыз).

IFR style reactors could produce much less waste than LWR reactors, and could even utilize other waste as fuel. The primary argument for pursuing IFR style technology today is that it provides the best solution to the existing nuclear waste problem because fast reactors can be fueled from the waste products of existing reactors as well as from the plutonium used in weapons, as is the case in the operating, as of 2014, BN 800 reactor. Depleted uranium (DU) waste can also be used as fuel in fast reactors. The waste products of IFR reactors either have a short half life, which means that they decay quickly and become relatively safe, or a long halflife, which means that they are only slightly radioactive. Due to pyroprocessing the total volume of true waste/fission products is 1/20th the volume of spent fuel produced by a light water plant of the same power output, and is often all considered to be waste. 70% of fission products are either stable or have half lives under one year. Technetium 99 and iodine 129, which constitute 6% of fission products, have very long half lives but can be transmuted to isotopes with very short half lives (15.46 seconds and 12.36 hours) by neutron absorption within a reactor, effectively destroying them (see more Long lived fission products). Zirconium 93, another 5% of fission products, could in principle be recycled into fuel pin cladding, where it does not matter that it is radioactive. Excluding the contribution from Transuranic waste(TRU) – which are isotopes produced when Uranium 238 captures a slow thermal neutron in an LWR but does not fission, all the remaining high level waste/fission products("FP") left over from reprocessing out the TRU fuel, is less radiotoxic(in Sieverts) than natural uranium(in a gram to gram comparison) within 400 years, and it continues its decline following this. The two forms of IFR waste produced, contain no plutonium or other actinides. The radioactivity of the waste decays to levels similar to the original ore in about 300–400 years. In fact, in the U. S. most spent LWR fuel has remained in storage at the reactor site instead of being transported for reprocessing or placement in a geological repository. The smaller volumes of high level waste from reprocessing could stay at reactor sites for some time, but are intensely radioactive from medium lived fission products(MLFPs) and need to be stored securely, like in the present Dry cask storage vessels. In its first few decades of use, before the MLFP's decay to lower heat producing levels, geological repository capacity is constrained not by volume but by heat generation, and decay heat generation from medium lived fission products is about the same per unit power from any kind of fission reactor, limiting early repository emplacement. The potential complete removal of plutonium from the waste stream of the reactor reduces the concern that now exists with spent nuclear fuel from most other reactors, namely that a spent fuel repository could be used as a plutonium mine at some future date. Some believe that actinide removal would offer few if any significant advantages for disposal in a geologic repository because some of the fission product nuclides of greatest concern in scenarios such as groundwater leaching actually have longer half lives than the radioactive actinides. These concerns do not consider the plan to store such materials in insoluble Synroc, and do not measure hazards in proportion to those from natural sources such as medical x rays, cosmic rays, or natural radioactive rocks (such as granite). These persons are concerned with radioactive fission products such as technetium 99, iodine 129, and cesium 135 with half lives between 213,000 and 15.7 million years" Some of which are being targeted for transmutation to belay even these comparatively low concerns, for example the IFR's positive void coefficient could be reduced to an acceptable level by adding technetium to the core, helping destroy the long lived fission product technetium 99 by nuclear transmutation in the process. (see more Long lived fission products)

Тиімділік

IFR-лер уран отынындағы энергияның дерлік барлық мазмұнын пайдаланады, ал дәстүрлі жеңіл су реакторы қазылып алынған ураннан 0,65%-дан аз және байытылған ураннан 5%-дан аз энергияны қолданады.

Пассивті қауіпсіздік

IFR металл қорытпа отынын пайдаланады (уран/плутоний/цирконий), ол жылуды жақсы өткізеді, ал LWR-лерде (сондай-ақ кейбір жылдам көбейтуші реакторларда) қолданылатын уран оксиді нашар жылу өткізгіш, отын гранулаларының ортасында жоғары температураға жетеді. IFR отынның көлемі де кішідірек, себебі бөлінетін материал құнарлы материалмен 5 немесе одан аз арақатынаста араластырылады, ал LWR отынында бұл көрсеткіш шамамен 30-ға жетеді. IFR реакторының өзегіне LWR реакторының өзегіне қарағанда жұмыс кезінде көлем бірлігіне шаққанда көбірек жылуды алып тастау қажет; бірақ, өшірілгеннен кейін, әлі де таралып жатқан және алынып тасталуы тиіс тұтқынға алынған жылу мөлшері айтарлықтай азайды. Дегенмен, қысқа өмір сүретін бөлшектену өнімдері мен актинидтерден туындайтын ыдырау жылуының қарқындылығы екі жағдайда да шамалас, жоғары деңгейден басталып, өшірілгеннен кейін уақыт өте келе төмендейді. Су бассейні конфигурациясындағы сұйық натрийдің көп көлемі отынның балқу температурасына жетпей, ыдырау жылуын сіңіруге арналған. Негізгі натрий сорғылары инерциялық дөңгелектермен жабдықталған, сондықтан қуаттандыру тоқтатылған жағдайда олар баяу (90 секунд ішінде) тоқтайды. Бұл инерциялық айналу реакторды өшірген кезде өзекті салқындатуға қосымша көмектеседі. Егер негізгі салқындату контуры кенеттен тоқтатылса немесе басқару таяқшалары кенеттен алынып тасталса, металл отын балқыуы мүмкін, бұл EBR I реакторында кездейсоқ түрде көрсетілген. Алайда, балқыған отын металл қаптама құбырлары арқылы сығылып шығып, белсенді өзектің сыртына шығады, бұл реактордың толықтай тоқтауына және одан әрі бөлшектену жылуының өндірілуіне немесе отынның балқуына жол бермейді. Металл отынды пайдаланғанда қаптама зақымдалмайды және тіпті ең қауіпті жағдайларда да радиоактивтілік бөліне қоймайды. IFR реакторының қуат деңгейінің өзіндік реттелуі негізінен отынның жылулық кеңеюіне байланысты, бұл нейтрондардың көбірек қашып кетуіне мүмкіндік береді, тізбекті реакцияны баяулатады. LWR реакторларында отынның жылулық кеңеюінен әсері аз (өзектің көп бөлігі нейтрондық баяулатушы болғандықтан), бірақ Доплер кеңеюінен (жылулық және эпитермалды нейтрондарға әсер етеді, бірақ жылдам нейтрондарға емес) және су баяулатушысы/салқындатқыштың қайнауынан туындайтын теріс бос кеңістік коэффициентіне күшті әсер етеді; тығыздығы төмен бу отынға аз және аз термалдатылған нейтрондарды қайтарады, олар U-238-ге бөлінуді тудырмай тұрып, ұсталып қалуы мүмкін. Алайда, IFR реакторының оң бос кеңістік коэффициентін ядроға техноций қосу арқылы қабылданатын деңгейге дейін төмендетуге болады, бұл процесте ұзақ өмір сүретін бөлшектену өнімі техноций-99-ды ядролық трансмутация арқылы жоюға көмектеседі. Бірақ IFR отын циклының кейбір конструкциялық ерекшеліктері қазіргі PUREX әдісімен өңделген пайдаланылған LWR отынына қарағанда ядролық қару таратуды қиындатады. Біріншіден, ол жоғары күйдіруде жұмыс істейді, сондықтан бөлінбейтін, бірақ құнарлы изотоптардың – плутоний-238, плутоний-240 және плутоний-242-нің салыстырмалы мөлшерін арттырады. PUREX қайта өңдеуінен айырмашылығы, IFR-дің пайдаланылған отынды электролиттік қайта өңдеуі таза плутонийді бөліп алмады, оны кішігірім актинидтермен және кейбір сирек жерлердің бөлшектену өнімдерімен араластырды, бұл одан тікелей бомба жасау мүмкіндігін күмәнді етеді. Көбейтуші реактордың отынында өндірілген плутонийде, әдетте, басқа реакторларда өндірілгенге қарағанда плутоний-240 изотопының үлесі жоғары болады, бұл оны қару-жарақ үшін аз тартымды етеді, әсіресе бірінші буын ядролық қару жобаларында. Бұл ядролық қару таратуға қарсы белгілі бір деңгейде кедергі келтіреді, бірақ ядроны қоршап тұрған уран қабатында жасалған плутоний, егер мұндай қабат қолданылса, әдетте жоғары Pu-239 сапалы, құрамында Pu-240 өте аз болады, оны қару жасау үшін өте тартымды етеді. "ALMR/IFR тұжырымдамасының болашағына қатысты кейбір соңғы ұсыныстар, ПРИЗМ (реакторы) және Ресейдегі BN-800 реакторы сияқты плутонийді қайта өңдеуге және оны қайта пайдалануға қабілеттілігіне көбірек назар аударса да, IFR әзірлеушілері «IFR-ді плутонийдің таза өндірушісі ретінде құрастыруға болатыны даусыз» екенін мойындайды". Жоғарыда айтылғандай, егер IFR-ді жағушы ретінде емес, көбейтуші ретінде пайдаланса, онда оның таралу әлеуеті айқын болады "егер пайдаланылған отынды өңдеудің орнына, ALMR жүйесі сәулеленген құнарлы (көбейту) материалды қайта өңдеу үшін қолданылса (яғни егер көбейту U-238 жабындысы қолданылса), алынған плутоний жоғары сапалы материал болады, ядролық қару жасау үшін идеалды изотоптық құрамға ие болады".

The IFR uses metal alloy fuel (uranium/plutonium/zirconium) which is a good conductor of heat, unlike the LWR's (and even some fast breeder reactors') uranium oxide which is a poor conductor of heat and reaches high temperatures at the center of fuel pellets. The IFR also has a smaller volume of fuel, since the fissile material is diluted with fertile material by a ratio of 5 or less, compared to about 30 for LWR fuel. The IFR core requires more heat removal per core volume during operation than the LWR core; but on the other hand, after a shutdown, there is far less trapped heat that is still diffusing out and needs to be removed. However, decay heat generation from short lived fission products and actinides is comparable in both cases, starting at a high level and decreasing with time elapsed after shutdown. The high volume of liquid sodium primary coolant in the pool configuration is designed to absorb decay heat without reaching fuel melting temperature. The primary sodium pumps are designed with flywheels so they will coast down slowly (90 seconds) if power is removed. This coast down further aids core cooling upon shutdown. If the primary cooling loop were to be somehow suddenly stopped, or if the control rods were suddenly removed, the metal fuel can melt as accidentally demonstrated in EBR I, however, the melting fuel is then extruded up the steel fuel cladding tubes and out of the active core region leading to permanent reactor shutdown and no further fission heat generation or fuel melting. With metal fuel, the cladding is not breached and no radioactivity is released even in extreme overpower transients. Self regulation of the IFR's power level depends mainly on thermal expansion of the fuel which allows more neutrons to escape, damping the chain reaction. LWRs have less effect from thermal expansion of fuel (since much of the core is the neutron moderator) but have strong negative feedback from Doppler broadening (which acts on thermal and epithermal neutrons, not fast neutrons) and negative void coefficient from boiling of the water moderator/coolant; the less dense steam returns fewer and less thermalized neutrons to the fuel, which are more likely to be captured by U 238 than induce fissions. However, the IFR's positive void coefficient could be reduced to an acceptable level by adding technetium to the core, helping destroy the long lived fission product technetium 99 by nuclear transmutation in the process. but the IFR fuel cycle has some design features that would make proliferation more difficult than the current PUREX recycling of spent LWR fuel. For one thing, it may operate at higher burnups and therefore increase the relative abundance of the non fissile, but fertile, isotopes plutonium 238, plutonium 240 and plutonium 242. Unlike PUREX reprocessing, the IFR's electrolytic reprocessing of spent fuel did not separate out pure plutonium, and left it mixed with minor actinides and some rare earth fission products which make the theoretical ability to make a bomb directly out of it considerably dubious. Plutonium produced in the fuel of a breeder reactor generally has a higher fraction of the isotope plutonium 240, than that produced in other reactors, making it less attractive for weapons use, particularly in first generation nuclear weapon designs similar to Fat Man. This offers an intrinsic degree of proliferation resistance, but the plutonium made in the blanket of uranium surrounding the core, if such a blanket is used, is usually of a high Pu 239 quality, containing very little Pu 240, making it highly attractive for weapons use. "Although some recent proposals for the future of the ALMR/IFR concept have focused more on its ability to transform and irreversibly use up plutonium, such as the conceptual PRISM (reactor) and the in operation(2014) BN 800 reactor in Russia, the developers of the IFR acknowledge that it is 'uncontested that the IFR can be configured as a net producer of plutonium'." As mentioned above, if operated not as a burner, but as a breeder, the IFR has a clear proliferation potential "if instead of processing spent fuel, the ALMR system were used to reprocess irradiated fertile (breeding) material (that is if a blanket of breeding U 238 was used), the resulting plutonium would be a superior material, with a nearly ideal isotope composition for nuclear weapons manufacture."

Реактордың құрылысы мен құрылысы

IFR-дің коммерциялық нұсқасы S PRISM зауытта құрастырылып, объектіге тасымалдануы мүмкін. Бұл кішкентай модульдік конструкция (311 МВт модуль) құн төмендетіп, түрлі өлшемдегі (311 МВт және оның еселігі) ядролық станцияларды экономикалық тұрғыдан салуға жағдай жасайды. Толық өмірлік циклды ескере отырып жасалған құн бағалаулары, жылдам реакторлардың әлемдегі ең көп таралған реакторлардан – сумен баяулатылатын және сумен салқындатылатын реакторлардан артық қымбат болмайтынын көрсетеді.