В декабре 2020 года в США был опубликован проект отчёта о воздействии на окружающую среду исследовательского реактора на быстрых нейтронах VTR. В документе приводятся некоторые данные о проекте реактора (по состоянию на 2020 год).
VTR представляет собой быстрый натриевый реактор бассейнового типа мощностью порядка 300 МВт(т). За основу его проекта выбран проект быстрого натриевого реактора PRISM компании "General Electric", в свою очередь, базирующегося на проекте EBR-II.
Естественно, между VTR и PRISM имеются отличия. Самое главное из них - на VTR, в отличие от предшественника, не предусмотрено производство электроэнергии. Новый аппарат будет являться исключительно исследовательским.
Поток быстрых (энергия свыше 0,1 МэВ) нейтронов в VTR составляет более 4×1015 н/(см2с). Повреждающая доза испытываемых образцов достигает 51 с.н.а. (три кампании по 100 суток с набором 17 с.н.а. в каждой) для конструкционных элементов из стали HT-9.
Активная высота активной зоны - 0,8 м. Предусмотрено несколько облучательных объёмов более чем 7 литров каждый, шесть позиций для экспериментов с иными теплоносителями, система пневмопочты и другие экспериментальные возможности.
Активная зона VTR собирается из 66 тепловыделяющих сборок (driver assemblies). Каждая сборка содержит 39,9 кг урана и плутония. Таким образом, общая загрузка активной зоны делящимися материалами составляет примерно 2,6 т.
За год работы на реакторе будут образовываться до 45 отработавших (и подлежащих замене) сборок активной зоны, содержащих примерно 1,8 т тяжёлых металлов. Соответственно, примерно такой же будет потребность VTR в свежем топливе. Переработка ОЯТ не предполагается.
Так как за год на VTR будут три кампании длительностью до 100 суток каждая, то частичные перегрузки могут производиться трижды в год.
Высота сборок активной зоны - 3,85 м, из них высота топлива - 0,8 м. В каждой из сборок активной зоны содержится 217 твэлов (топливо металлическое, уран-плутоний-цирконий, оболочка сталь HT-9).
Вокруг активной части активной зоны устанавливаются кассеты отражателя в количестве 114 штук, изготовленные из стали HT-9 (объёмная доля стали 0,8, объёмная доля теплоносителя 0,2).
В свою очередь, отражатель окружён кассетами биологической защиты (сталь HT-9 и карбид бора). Объёмные доли в защите таковы: B4C - 0,40, сталь - 0,28, теплоноситель - 0,24, защитный газ - 0,08.
На текущей стадии проектирования в активной зоне предусмотрено четыре ячейки для размещения образцов (на картограмме выше они показаны зелёным цветом), а также 10 ячеек для облучения образцов в отражателе.
Однако, в зависимости от потребностей конкретных экспериментов, активная зона может быть переконфигурирована с созданием новых или удалением старых облучательных ячеек.
В качестве топлива для реактора VTR рассматривались два варианта - MOX и металлическое уран-плутониевое топливо.
Выбор был сделан в пользу металлического топлива по следующим соображениям:
- благодаря более высокой плотности металлического топлива становится возможным уменьшить размеры активной зоны;
- металлическое топливо отличается лучшим (по сравнению с MOX) поведением в аварийных ситуациях и переходных режимах, что снижает вероятность аварий с повреждением корпуса реактора и страховочного кожуха;
- для металлического топлива в США накоплено больше экспериментальных данных, необходимых при лицензировании.
Таким образом, в качестве топлива VTR будет использоваться следующая композиция: 70% урана (обогащение до 5%), 20% плутония, 10% циркония. Потребности в данных материалах для первой загрузки, за год и за 60 лет службы показаны в таблице ниже.
Уран обогащением до 5% является обычным коммерческим продуктом, так как он используется при изготовлении топлива для АЭС.
В качестве возможного источника плутония в проекте ОВОС называется плутоний, признанный избыточным для нужд национальной безопасности США, то есть, избыточный оружейный плутоний.
Стоит отметить, что за 60 лет работы реактор VTR потребит 24 тонны такого высококачественного плутония.
Плутоний из ОЯТ энергетических реакторов в качестве материала для топлива VTR не рассматривается в качестве основного варианта.
Хотя причины этого подробно не разбираются в отчёте, но они очевидны (энергетический плутоний более активен и горяч и обладает худшими, по сравнению с оружейным, нейтронно-физическими свойствами; кроме того, в США отсутствуют коммерческие мощности по переработке ОЯТ).
Однако министерство энергетики США рассматривает возможность приобретения плутония за рубежом - в частности, во Франции и Британии. В этом случае речь идёт именно о реакторном плутонии.
Очевидно, что это запасной вариант топливообеспечения VTR на тот случай, если задействовать американский оружейный плутоний по каким-либо причинам не удастся.