Багато експертів вважають, що малі модульні реактори (ММР, SMR), які зазвичай класифікуються як ядерні енергетичні реактори з електричною потужністю 300 МВт або менше, відкривають великі перспективи забезпечення планети безвуглецевою енергією. Декілька проектів ММР розробляються компаніями по всьому світу, включаючи NuScale Power, GE-Hitachi, Terrestrial Energy, TerraPower, Toshiba, X-energy та інші. Серед переваг, про які говорять прихильники ММР, – покращені характеристики безпеки реакторів, швидке розгортання та зниження витрат.
Проте сьогодні точаться спекотні суперечки щодо кількості ядерних відходів, які можуть виробляти ММР. У травні 2022 року результати дослідження, проведеного групою, до якої входили колишній голова Комісії з ядерного регулювання США (NRC) та експерти зі Стенфордського університету, показали, що, можливо, ММР генеруватимуть більше радіоактивних відходів, ніж звичайні гігаватні ядерні установки. Це дослідження було оскаржене NuScale, яка заявила, що в статті була «фактична помилка».
Зокрема, Хосе Н. Рейєс, директор з технологій та співзасновник NuScale, заявив: «Автори статті помилково стверджують, що малі модульні реактори NuScale (ММР) будуть виробляти значно більше відпрацьованого ядерного палива (ВЯП), ніж існуючі легководні реактори [ЛВР]. Підставою для цього твердження є їхній аналіз теплової активної зони NuScale 160 МВт на відміну від теплової активної зони NuScale 250 МВт, яка використовується в установках NuScale VOYGR». У той же час Рейєс зазначив, що конструкція NuScale потужністю 250 МВт має середнє вигоряння палива та проектне максимальне опромінення, які знаходяться в межах значень, які зазвичай спостерігаються в існуючому парку легководних реакторів. Тепер NuScale має кілька незалежних досліджень, що підтверджують цю заяву.
Атрибути ядерних відходів ММР.
У листопаді Аргонський національна лабораторія (ANL) завершила дослідження, спрямоване на оцінку характеристик ядерних відходів ММР, результати якого порівнювалися з великим еталонним реактором з водою під тиском (ВВЕР). Доктор Тек Кюм Кім, менеджер відділу аналізу ядерних систем ANL та провідний автор звіту з докладним описом результатів досліджень, сказав: «Коли йдеться про ядерні відходи, реактори ММР приблизно співставні з традиційними реакторами з водою під тиском, з потенційними перевагами та недоліками в залежності від того, які аспекти ви намагаєтесь спроектувати. Загалом не існує жодних додаткових серйозних проблем у поводженні з ядерними відходами ММР порівняно з комерційними відходами великих ЛВР».
У дослідженні ANL, яке проводилося за сприяння Національної лабораторії Айдахо, оцінювалися характеристики ядерних відходів трьох малих реакторів: VOYGR компанії NuScale, Natrium компанії TerraPower та Xe-100 компанії X-energy. VOYGR - реактор ВВЕР, що використовує той же тип керамічного палива, що у великих реакторах ЛВР; Natrium має рідинне металеве охолодження та використовує паливо з металевого сплаву; а Xe-100 - реактор з охолодженням гелієвим, в якому використовуються гранули, що містять частинки палива TRi-structural ISOtropic (TRISO).
Розрахункові показники ядерних відходів кожного з них порівнювалися з показниками ядерних відходів еталонного великого реактора ВВЕР. Показники ядерних відходів, використані у дослідженні, враховували «початкові» відходи, що утворюються в процесі виробництва палива, «кінцеві» відходи, що виникають з відпрацьованого ядерного палива (ВЯП), та відходи після «закінчення терміну служби» під час виведення реакторів з експлуатації.
Початкові відходи.
У звіті йдеться, що маса збідненого урану (ОУ) пропорційна збагаченню і обернено пропорційна вигорянню та тепловій ефективності. У порівнянні з еталонним ВВЕР, VOYGR виробляє на 23% більше маси збідненого урану через більш високий відсоток збагачення урану в паливі (4,95% проти 4,5%), нижчого вигоряння (49,5 ГВт-доб/т проти 50,0 ГВт-сут/т) і нижчого теплового ККД (31% проти 34%).
Проекти Natrium і Xe-100 виявилися кращими, ніж VOYGR, з точки зору початкової освіти відходів. Незважаючи на те, що збагачення урану для палива Natrium і Xe-100 у три-чотири рази вище, ніж для еталонного реактора ВВЕР, нормалізована маса ПН для Natrium всього на 17% вище, а для Xe-100 - на 3% нижче, ніж для еталонного реактора ВВЕР, оскільки вигоряння збільшується у 2,9 та 3,4 рази, відповідно. Крім того, теплова ефективність обох цих конструкцій вища - 41% та 40%, відповідно.
Кінцеві відходи.
Автори зазначили, що значення кінцевих показників відходів обернено пропорційні до вигоряння та теплової ефективності і залежать від особливостей конструкції реактора, а саме, спектру нейтронів і типу палива. У порівнянні з еталонним реактором ВВЕР, VOYGR виробляє в 1,1 рази більше маси ВЯП і в 1,1 рази більше обсягу ВЯП через відносно нижчий рівень вигоряння та теплової ефективності. ВЯП VOYGR також має дещо вищу активність, теплоту розпаду та радіотоксичність.
Natrium і Xe-100 загалом показали кращі результати, ніж VOYGR і еталонний реактор ВВЕР щодо кінцевих відходів. Natrium виробляє на 72% менше маси ВЯП, на 42% менше обсягу ВЯП, а теплота 100-річного розпаду знижена на 52% завдяки набагато вищому ступеню вигоряння та вищій тепловій ефективності. Початкова активність приблизно на 40% нижче, але довгострокова активність на 20%-40% вище через більш високий вміст плутонію в ВЯП. Зміст плутонію також впливає на довгострокову радіотоксичність ВЯП, яка на 47% вища через 10 000 років.
Тим часом, маса ВЯП Xe-100 і теплота розпаду за 100 років нижча на 75% і 35%, відповідно, що також пов'язано з набагато вищим ступенем вигоряння та вищим термічним ККД. Нормалізована активність спочатку приблизно на 20% нижча і продовжує падати в міру розпаду продуктів розподілу. Радіотоксичність ВЯП знижується через 10 000 років на 66% за рахунок мінімального вмісту плутонію та молодших актинідів. Однак обсяг ВЯП вище в 12,3 рази через конструкцію палива, яка включає велику кількість графітового сповільнювача і непаливних матеріалів матриці/покриття.
Відходи після закінчення терміну експлуатації.
Після закінчення терміну експлуатації низькоактивні відходи класів A, B і C (LLW) є будівельним матеріалом, активованим нейтронами або забрудненим радіоактивними ізотопами. НАО вищого класу С (GTCC) складаються з компонентів реактора, розташованих поблизу активної зони та активованих вище рівня класу С. Для реакторів ВВЕР менше 1% ЛАО, що виводяться з експлуатації, складають ГТКК.
Обсяг виведених з експлуатації ЛАВ класу А, В і С для VOYGR на 10% менше, ніж для еталонного реактора ВВЕР. Обсяг ЛПВ класу А, В і С, що виводяться з експлуатації, для Natrium і Xe-100 не був розрахований через відсутність детальної проектної інформації по будівлях реакторів, проте відходи, що виникають при похованні теплоносіїв, були оцінені і визнані мінімальними.
У порівнянні з еталонним реактором ВВЕР нормалізований обсяг ГТСС для VOYGR у шість разів більше. Natrium включає радіальні відбивачі нейтронів, а Xe-100 – радіальні графітові блоки, що захищають інші структури активної зони від активації. Ці конструкції не генерують помітної кількості ЛПВЩ ГТЦК, якщо складання відбивачів та графітові блоки періодично замінюються до того, як вони активуються до рівня ГТЦК. Однак, порівняно з еталонним ВВЕР, Natrium і Xe-100 генерують у чотири та 193 рази більше обсягу ГТСС, відповідно, коли відбивні зборки та графітові блоки залишаються в активній зоні протягом терміну служби реактора.
Слід зазначити, проте, що крім обсягу ВЯП, інші показники відходів ВЯП визначаються фундаментальної фізикою, тоді як відходи виведення з експлуатації сильно залежить від використовуваних технологій виведення з експлуатації. Тому, за словами дослідників, «існує велика невизначеність у розрахункових значеннях величин відходів під час виведення з експлуатації з огляду на час, доступний (у десятиліттях) для вдосконалення технології».
Зрештою, йдеться у звіті ANL, за умови належного проектування системи поводження з відходами та оптимізації експлуатації, «схоже, що не виникає жодних серйозних проблем із поводженням з відходами ММР порівняно з еталонними відходами ЛВР».