Многие эксперты считают, что малые модульные реакторы (ММР, SMR), которые обычно классифицируются как ядерные энергетические реакторы с электрической мощностью 300 МВт или менее, открывают большие перспективы для обеспечения планеты безуглеродной энергией. Несколько проектов ММР разрабатываются компаниями по всему миру, включая NuScale Power, GE-Hitachi, Terrestrial Energy, TerraPower, Toshiba, X-energy и другие. Среди преимуществ, о которых говорят сторонники ММР, - улучшенные характеристики безопасности реакторов, быстрое развертывание и снижение затрат.
Тем не менее, сегодня ведутся жаркие споры о количестве ядерных отходов, которые могут производить ММР. В мае 2022 года результаты исследования, проведенного группой, в которую входили бывший председатель Комиссии по ядерному регулированию США (NRC) и эксперты из Стэнфордского университета, показали, что, возможно, ММР будут генерировать больше радиоактивных отходов, чем обычные гигаваттные ядерные установки. Это исследование в последствии было оспорено NuScale, которая заявила, что в статье была «фактическая ошибка».
В частности, Хосе Н. Рейес, директор по технологиям и соучредитель NuScale, заявил: «Авторы статьи ошибочно утверждают, что малые модульные реакторы NuScale (ММР) будут производить значительно больше отработанного ядерного топлива (ОЯТ), чем существующие легководные реакторы [ЛВР]. Основанием для этого утверждения является их анализ тепловой активной зоны NuScale 160 МВт в отличие от тепловой активной зоны NuScale 250 МВт, используемой в установках NuScale VOYGR». В то же время Рейес отметил, что конструкция NuScale мощностью 250 МВт имеет среднее выгорание топлива и проектное максимальное облучение, которые находятся в пределах значений, обычно наблюдаемых в существующем парке легководных реакторов. Теперь у NuScale есть несколько независимых исследований, подтверждающих это заявление.
Атрибуты ядерных отходов ММР.
В ноябре Аргоннская национальная лаборатория (ANL) завершила исследование, направленное на оценку характеристик ядерных отходов ММР, результаты которого сравнивались с эталонным большим реактором с водой под давлением (ВВЭР). Доктор Тэк Кюм Ким, менеджер отдела анализа ядерных систем ANL и ведущий автор отчета с подробным описанием результатов исследований, сказал: «Когда речь идет о ядерных отходах, реакторы ММР примерно сопоставимы с традиционными реакторами с водой под давлением, с потенциальными преимуществами и недостатками в зависимости от того, какие аспекты вы пытаетесь спроектировать. В целом, не существует никаких дополнительных серьезных проблем в обращении с ядерными отходами ММР по сравнению с коммерческими отходами крупных ЛВР».
В исследовании ANL, которое проводилось при содействии Национальной лаборатории Айдахо, оценивались характеристики ядерных отходов трех малых реакторов: VOYGR компании NuScale, Natrium компании TerraPower и Xe-100 компании X-energy. VOYGR - реактор ВВЭР, использующий тот же тип керамического топлива, что и в больших реакторах ЛВР; Natrium имеет жидкостное металлическое охлаждение и использует топливо из металлического сплава; а Xe-100 - реактор с гелиевым охлаждением, в котором используются гранулы, содержащие частицы топлива TRi-structural ISOtropic (TRISO).
Расчетные показатели ядерных отходов от каждого из них сравнивались с показателями ядерных отходов эталонного крупного реактора ВВЭР. Показатели ядерных отходов, использованные в исследовании, учитывали «начальные» отходы, образующиеся в процессе производства топлива, «конечные» отходы, возникающие из отработанного ядерного топлива (ОЯТ), и отходы после «окончания срока службы» при выводе реакторов из эксплуатации.
Начальные отходы.
В отчете говорится, что масса обедненного урана (ОУ) пропорциональна обогащению и обратно пропорциональна выгоранию и тепловой эффективности. По сравнению с эталонным ВВЭР, VOYGR производит на 23% больше массы обедненного урана из-за более высокого процента обогащения урана в топливе (4,95% против 4,5%), более низкого выгорания (49,5 ГВт-сут/т против 50,0 ГВт-сут/т) и более низкого теплового КПД (31% против 34%).
Проекты Natrium и Xe-100 оказались лучше, чем VOYGR, с точки зрения начального образования отходов. Несмотря на то, что обогащение урана для топлива Natrium и Xe-100 в три-четыре раза выше, чем для эталонного реактора ВВЭР, нормализованная масса ПН для Natrium всего на 17% выше, а для Xe-100 - на 3% ниже, чем для эталонного реактора ВВЭР, так как выгорание увеличивается в 2,9 и 3,4 раза, соответственно. Кроме того, тепловая эффективность обеих этих конструкций выше - 41% и 40%, соответственно.
Конечные отходы.
Авторы отметили, что значения конечных показателей отходов обратно пропорциональны выгоранию и тепловой эффективности и зависят от особенностей конструкции реактора, а именно, спектра нейтронов и типа топлива. По сравнению с эталонным реактором ВВЭР, VOYGR производит в 1,1 раза больше массы ОЯТ и в 1,1 раза больше объема ОЯТ из-за относительно более низкой степени выгорания и тепловой эффективности. ОЯТ VOYGR также имеет несколько более высокую активность, теплоту распада и радиотоксичность.
Natrium и Xe-100 в целом показали лучшие результаты, чем VOYGR и эталонный реактор ВВЭР, в отношении конечных отходов. Natrium производит на 72% меньше массы ОЯТ, на 42% меньше объема ОЯТ, а теплота 100-летнего распада снижена на 52% благодаря гораздо более высокой степени выгорания и более высокой тепловой эффективности. Первоначальная активность примерно на 40% ниже, но долгосрочная активность на 20%-40% выше из-за более высокого содержания плутония в ОЯТ. Содержание плутония также влияет на долгосрочную радиотоксичность ОЯТ, которая на 47% выше через 10 000 лет.
Между тем, масса ОЯТ Xe-100 и теплота распада за 100 лет ниже на 75% и 35%, соответственно, что также связано с гораздо более высокой степенью выгорания и более высоким термическим КПД. Нормализованная активность изначально примерно на 20% ниже и продолжает падать по мере распада продуктов деления. Радиотоксичность ОЯТ снижается через 10 000 лет на 66% за счет минимального содержания плутония и младших актинидов. Однако объем ОЯТ выше в 12,3 раза из-за конструкции топлива, которая включает большое количество графитового замедлителя и нетопливных материалов матрицы/покрытия.
Отходы после окончания срока эксплуатации.
После окончания срока эксплуатации низкоактивные отходы классов A, B и C (LLW) представляют собой строительный материал, активированный нейтронами или загрязненный радиоактивными изотопами. НАО более высокого класса С (GTCC) состоят из компонентов реактора, расположенных вблизи активной зоны и активированных выше уровня класса С. Для реакторов ВВЭР менее 1% ЛАО, выводимых из эксплуатации, составляют ГТКК.
Объем выводимых из эксплуатации ЛАО класса А, В и С для VOYGR на 10% меньше, чем для эталонного реактора ВВЭР. Объем выводимых из эксплуатации ЛПВ класса А, В и С для Natrium и Xe-100 не был рассчитан из-за отсутствия подробной проектной информации по зданиям реакторов, однако отходы, возникающие при захоронении теплоносителей, были оценены и признаны минимальными.
По сравнению с эталонным реактором ВВЭР, нормализованный объем ГТСС для VOYGR в шесть раз больше. Natrium включает радиальные отражатели нейтронов, а Xe-100 - радиальные графитовые блоки, которые защищают другие структуры активной зоны от активации. Эти конструкции не генерируют заметного количества ЛПВП ГТЦК, если сборки отражателей и графитовые блоки периодически заменяются до того, как они активируются до уровня ГТЦК. Однако, по сравнению с эталонным ВВЭР, Natrium и Xe-100 генерируют в четыре и 193 раза больше объема ГТСС, соответственно, когда отражательные сборки и графитовые блоки остаются в активной зоне в течение срока службы реактора.
Следует отметить, однако, что за исключением объема ОЯТ, другие показатели отходов ОЯТ определяются фундаментальной физикой, в то время как отходы вывода из эксплуатации сильно зависят от используемых технологий вывода из эксплуатации. Поэтому, по словам исследователей, «существует большая неопределенность в расчетных значениях величин отходов при выводе из эксплуатации, учитывая время, доступное (в десятилетиях) для совершенствования технологии».
В конечном итоге, говорится в отчете ANL, при условии надлежащего проектирования системы обращения с отходами и оптимизации эксплуатации, «похоже, что не возникает никаких серьезных проблем с обращением с отходами ММР по сравнению с эталонными отходами ЛВР».