Дополнительный импульс обсуждениям придало появление чернового варианта отчёта министерства энергетики США, посвящённого задачам и требованиям к новому исследовательскому реактору, который может быть построен в Соединённых Штатах.
Авторы министерского документа отмечают, что у США достаточно возможностей для облучения топлива и материалов в тепловом спектре, однако возможности облучения в быстром спектре серьёзно ограничены.
Текущие возможности США по быстрому спектру ограничены плотностью потока 5×1014 н/(см2с) для E>0,1 МэВ и повреждающей дозой 6 сна за год.
"Существующие американские установки не способны сейчас проводить облучение топлива и материалов в теплофизических, теплогидравлических, механических и химических условиях, представительных для инновационных жидкометаллических или жидкосолевых реакторов", - говорится в отчёте.
Если Соединённые Штаты хотят иметь собственный быстрый исследовательский реактор, то у них всего два варианта - или построить новый реактор, или повторно пустить FFTF.
При президенте Буше-мл. всерьёз рассматривался второй вариант. При президенте Обаме разговоры затихли, однако отчёт DoE, выпущенный буквально в последние месяцы деятельности администрации Обамы, склоняется к строительству новой установки.
При Трампе идея об оживлении FFTF может получить поддержку в Вашингтоне, хотя с равной вероятностью может и не получить.
Реактор FFTF (Fast Flux Test Facility) - быстрый натриевый реактор мощностью 400 МВт(т), предназначавшийся для экспериментальных нужд программ по разработке новых типов топлива, материалов и оборудования для быстрых бридеров.
Он располагается на площадке в Ханфорде на участке под названием "400 Area". Строительство FFTF началось в 1978 году, пуск и выход на номинальную мощность произошли в 1980 году. Реактор был окончательно остановлен в 1992 году.
Рядом с реактором была построена материаловедческая лаборатория FMEF. Вместе со складским зданием MASF, все три объекта объединялись в интегрированный центр для исследований топлива и материалов для быстрых реакторов.
Реакторная установка FFTF трёхпетлевая. Парогенераторы отсутствуют, точно так же, как и бланкеты.
Принципиальная особенность FFTF - большое разнообразие измерительных систем, что важно для исследовательской установки. Так, расходы и выходные температуры натрия в нём возможно получать для каждой топливной сборки. Имеются тестовые петли с независимыми измерительными системами.
На реакторе за время его относительно короткой жизни было выполнено несколько важных экспериментов - в том числе, доказана возможность отвода остаточного энерговыделения от активной зоны за счёт естественной циркуляции натрия.
Выгорание оксидного (MOX) топлива в FFTF составляло примерно 70-80 ГВт×сут/т. Однако на отдельных кассетах были показаны рекордные показатели по выгоранию - до 220 ГВт×сут/т.
В последний раз основательный анализ возможностей повторного пуска реактора FFTF был выполнен в 2007 году, когда ещё действовала американская инициатива GNEP.
Основной вывод, сделанный в этом анализе - повторный пуск FFTF ускорил бы работы по замыканию топливного цикла в США, как минимум, на десятилетие.
Стоимость повторного пуска составила бы 500 миллионов долларов, а временные затраты - от 60 до 66 месяцев. Добавив ещё 250 миллионов долларов, можно было бы построить машзал и превратить FFTF в АЭС мощностью 118 МВт(э).
В результате выполненного по заказу министерства энергетики США в 2007 году анализа не было найдено никаких неразрешимых технических проблем, которые были бы в состоянии помешать повторному пуску FFTF.
Лицензионных проблем для FFTF также не предвиделось, а регуляторный надзор мог быть достаточно легко передан от ведомственного к независимому (NRC). С материаловедческой лабораторией FMEF дело обстояло бы несколько сложнее, так как её не успели ввести в строй во время работы FFTF, но и для неё все разрешения получить было бы реально.
По технической стороне дела были определены критические задачи, которые следовало решить до повторного пуска.
Прежде всего, требовалось подтвердить целостность натриевых границ - корпуса реактора, первого и второго контуров. Дренирование натрия и последующее охлаждение корпуса и контуров не должны были нанести стенкам труб и оборудованию значимого ущерба, однако в этом предстояло убедиться.
Следующий узел, подлежавший тщательной проверке - оборудование для перегрузки топлива, находившееся после слива натрия в контакте с защитным газом.
Дренирование натрия не обошлось без небольшого вмешательства во внутрикорпусные структуры, которое также требовалось оценить с точки зрения повторного пуска.
Дело в том, что для организации слива натрия внутри корпуса был установлен дополнительный насос, с помощью которого сдренировали натрий из нижней части корпуса. Для монтажа насоса было проделано отверстие диаметром 0,75 дюйма в одной из плит - соответственно, схема движения теплоносителя в корпусе изменилась, и её необходимо пересчитать.
Последний критический момент, который в 2007 году причислили к критическим, касается проектного землетрясения. В проекте заложено 0,25 g, однако в последний раз эта величина проверялась в 1978 году в ходе рассмотрения FSAR. Необходимо убедиться, что с тех пор не появилось новых значимых данных.
Среди других технических задач, которые пришлось бы решать для повторного пуска FFTF, можно выделить вопрос обеспечения натрием.
Натрий был слит из контуров и помещён на хранение в стальные баки, где находится под давлением аргона. Считается, что этот натрий пригоден для повторного использования в реакторе, однако в этом нужно убедиться - и если ответ станет отрицательным, то потребуется где-то произвести примерно 250 тысяч галлонов натрия реакторной чистоты.
Помимо технических задач, имеются и организационные. Так, по состоянию на 2007 год, наличного на FFTF персонала было недостаточно для обеспечения повторного пуска и последующей эксплуатации реактора. Сейчас ситуация, очевидно, только ухудшилась.
Главный вывод, который был сделан в 2007 году - если министерство энергетики действительно собирается когда-либо осуществить повторный пуск FFTF, то оно должно прекратить все работы по его выводу из эксплуатации.