Atomic-Energy.ru

Переработка облученного топлива: новые требования и инновационные подходы

26 апреля 2012
Рис. 1. Схема многократного рециклирования регенерированных урана и плутония в виде РЕМИКС-топлива в реакторах ВВЭР-1000

Одно из направлений Энергетической стратегии России на период до 2030 года предусматривает реализацию замкнутого ядерного топливного цикла (ЯТЦ). Это требует создания соответствующих предприятий, а также разработки инновационных технологий переработки ОЯТ тепловых реакторов для наработки исходного сырья для реакторов на быстрых нейтронах и обращения с РАО.

ЯТЦ – это совокупность способов добычи урана, производства топлива для ядерных реакторов, его использования и утилизации. Топливный цикл может быть открытым или замкнутым в зависимости от обращения с ОЯТ.

При открытом цикле уран обогащают и используют для изготовления топлива, а ОЯТ захоранивают как радиоактивные отходы. Преимущество такого цикла состоит в исключении трудоемкого этапа переработки облученного топлива, однако это экстенсивное направление в ядерной энергетике. Развитие ограничено количеством природного урана, при этом природный делящийся материал – 235U – используется далеко не полностью. При использовании в открытом цикле в легководных реакторах известные ресурсы урана, по оценкам, истекут еще до окончания этого столетия. В то же время окончательная изоляция ОЯТ пока не реализована, этот вопрос находится в стадии отложенного решения.

Основное преимущество замкнутого ЯТЦ – возможность использования энергии не только 235U, но и плутония, образующегося при облучении 238U.

Наиболее технически проработанным подходом к развитию атомной энергетики РФ в ближайшей перспективе является продолжение эксплуатации существующего парка реакторов ВВЭР и замыкание топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах (РБН).

В 70-х годах XX века интерес к реакторам на быстрых нейтронах был очень высок, однако затем в США, Германии, Великобритании и Франции программы развития РБН были приостановлены из-за наличия значительных запасов природного урана, используемого в реакторах на тепловых нейтронах (РТН). Однако сегодня внимание к реакторам на быстрых нейтронах в России, Японии, Китае и Индии опять возросло в связи с ограниченностью ресурсов природного урана.

Использование реакторов на быстрых нейтронах открывает путь к резкому увеличению количества производимой электроэнергии за счет вовлечения в цикл 238U и возможности расширенного производства плутония. Однако для этого требуется решение многих сложных технических задач.

Конкурентоспособность АЭС с РБН будет обусловлена, главным образом, расходами на изготовление МОКС-топлива, производство электроэнергии и переработку ОЯТ, а также затратами на транспортировку и хранение ОЯТ. При этом надо иметь в виду, что главным конкурентом замкнутого ЯТЦ РБН является ЯТЦ РТН, который уже имеет развитую инфраструктуру по всему топливному циклу. Тем не менее, и она требует дальнейшего развития и решения ряда задач, прежде всего, более эффективного обращения с ОЯТ.

РЕМИКС-топливо

Наиболее привлекательный вариант, позволяющий осуществить эффективный запуск замкнутого ЯТЦ для РБН, – модернизация существующей инфраструктуры РТН с использованием РЕМИКС-топлива и последующим созданием собственной инфраструктуры замкнутого ЯТЦ РБН.

Классический подход к использованию делящихся нуклидов урана и плутония, содержащихся в ОЯТ, состоит в их выделении при переработке, повторном дообогащении регенерированного урана и использовании плутония для изготовления МОКС-топлива с обедненным ураном. Из-за сложности данная схема не реализована ни в одной стране мира. В последнее время в России прорабатывается предложение Радиевого института по использованию в реакторах ВВЭР-1000 РЕМИКС-топлива (REMIX – Regenerated Mixture of U-, Pu-oxides), получаемого непосредственно из неразделенной смеси урана и плутония, которые выделяются при переработке ОЯТ после подпитки природным обогащенным ураном (рис. 1). Эта технология подразумевает повторное использование не только плутония, содержащегося в ОЯТ, но и остаточного количества 235U.

 

Рис. 1. Схема многократного рециклирования регенерированных урана и плутония в виде РЕМИКС-топлива в реакторах ВВЭР-1000

 

Как показали расчеты, использование РЕМИКС-топлива (1,0-1,5% Pu + 2,5% 235U) позволяет многократно рециклировать все количество урана и плутония, выделяемого из ОЯТ РТН, при 100%-ной загрузке активной зоны реактора ВВЭР-1000 таким топливом. Даже при пяти рециклах состав нуклидов урана и плутония меняется несущественно.

Использование РЕМИКС-топлива, по сравнению с открытым ЯТЦ, позволяет снизить потребление природного урана в РТН на 20% при каждом рецикле. Этот показатель вдвое больше, чем при использовании МОКС-топлива во Франции.

Переработка ОЯТ РЕМИКС-топлива предусматривает совместное выделение регенерированных урана и плутония, поэтому не требуется их разделения, а также исчезает аффинажный цикл очистки плутония, что упрощает технологию. Образование при этом совместного раствора урана и плутония создает предпосылки для получения порошков – твердых растворов урана и плутония методом прямой денитрации раствора, без жидких РАО. Как показали исследования в ряде стран, в том числе в России в Радиевом институте, такие порошки пригодны для получения МОКС- или РЕМИКС-топлива и позволят в перспективе сократить затраты на их изготовление.

При добавлении в неразделенную смесь урана и плутония обогащенного природного урана при изготовлении РЕМИКС-топлива используется уран с обогащением менее 20% по 235U. В этом случае рециклирование ­регенерированных урана и плутония в виде РЕМИКС-топлива в тепловых реакторах соответствует требованиям нераспростране­ния делящихся материалов в большей степени, чем традиционная переработка ОЯТ, сопровождающаяся выделением плутония.

Таким образом, использование РЕМИКС-топлива в тепловых реакторах со 100%-ной загрузкой активной зоны позволяет сократить расход природного урана, обеспечить полный рецикл регенерированных урана и плутония при соблюдении требований нераспространения делящихся материалов.

Совместная переработка ОЯТ РТН и РБН

Одной из трудностей при запуске атомной энергетики с использованием реакторов на быстрых нейтронах является создание собственной инфраструктуры, начиная с переработки ОЯТ и кончая изготовлением МОКС-топлива. Поскольку на начальном этапе количество РБН будет невелико, то загрузка обслуживающих их предприятий будет мала, и, следовательно, экономически не выгодна. Пусковой этап может продлиться достаточно долго, и все это время необходимо будет вкладывать дополнительные средства. Эта проблема может быть решена за счет использования на начальном этапе инфраструктуры РТН.

Запуск РБН требует значительного накопления плутония. Однако при частичной загрузке активной зоны быстрого ректора ТВС из природного обогащенного урана можно увеличить число запускаемых РБН. При этом объем переработки ОЯТ тепловых реакторов будет существенно ниже, чем при использовании в активной зоне РБН только МОКС-топлива.

Наиболее экономный способ, с точки зрения использования плутония и минимизации объемов переработки ОЯТ РТН, представляет собой вариант пуска РБН с загрузкой 100%  активной зоны топливом из обогащенного урана с ­последующим переходом на МОКС-топливо. При этом ОЯТ РБН из обогащенного урана перерабатывается совместно с ОЯТ ВВЭР-1000, а ОЯТ МОКС-топлива – вместе с ОЯТ РБМК. Выделенный плутоний поступает на изготовление свежего MOКС-топлива. Уран, полученный при переработке ОЯТ РБН и ВВЭР, идет на получение топлива для ВВЭР, выделенный при переработке ОЯТ БН и РБМК – на захоронение, так как содержание 235U в этом продукте будет существенно ниже, чем в природном уране (рис. 2). Такую переработку возможно провести с использованием гидрометаллургических методов.

Рис. 2. Схема постепенного замещения топлива из обогащенного урана в активной зоне РБН МОКС-топливом, получаемом при совместной переработке ОЯТ РБН с ОЯТ тепловых реакторов

 

Постепенно, по мере наработки плутония, активная зона заполняется МОКС-топливом. Уже через несколько лет работы она практически полностью будет загружена таким топливом, и реактор станет работать исключительно на нем до окончания эксплуатации.

Совершенствование водных технологий

Использование гидрометаллургических методов на первом этапе работы РБН позволит постепенно проводить подготовку к использованию «сухих» технологий переработки ОЯТ.

Однако существующие методы необходимо модифицировать в соответствии с ужесточающимися экологическими требованиями. Технологии должны быть экологически безопасными, исключающими попадание в окружающую среду РАО, включая жидкие и газообразные, а также экономически привлекательными, то есть затраты на переработку должны быть сопоставимы с расходами на длительное контейнерное хранение и гораздо дешевле прямого захоронения ОЯТ.

Для дальнейшего развития водной переработки ОЯТ необходима инновационная технология, которая обеспечит замкнутый водооборот и полное прекращение сбросов ЖРО всех категорий в окружающую среду. Решение этой задачи с одновременным снижением стоимости переработки является главной целью при создании технологии перерабатывающего завода третьего поколения, прототипом которого должен стать опытно-демонстрационный центр на ГХК.

Следует отметить, что по мнению французских специалистов, на заводе 3-го поколения должен быть реализован принцип нераспространения ядерных материалов и использоваться более совершенное оборудование. В качестве технологии предлагается COEX-процесс. Однако у этого проекта те же недостатки, что и французских заводов 2-го поколения – сброс большого объема НАО в океан.

 

Таблица. 1. Разработка технологии переработки ОЯТ для завода третьего поколения

Поколение завода

Образец действующего завода

Сброс ЖРАО

Экономика

1-е

РТ-1 (Россия)

UP-1 (Франция)

Значительный объем сбросных НАО и САО

Относительно невысокая стоимость переработки

2-е

UP-2, 3 (Франция)

Рокашо (Япония)

Значительный объем сбросных НАО. Ликвидация категории жидких САО

Увеличение стоимости переработки ОЯТ

3-е

ОДЦ на ГХК, перспективный завод РТ-2

Прекращение сбросов жидких и газообразных РАО всех категорий

Снижение стоимости переработки по сравнению со 2-м поколением

 

Экологическая безопасность достигается удалением трития и 125I до растворения ОЯТ, что создает предпосылки для реализации замкнутого водооборота. Использование концентрированных растворов в ходе переработки позволяет минимизировать объем жидких РАО и обеспечить надежную иммобилизацию в матрицы. Принцип максимального концентрирования потоков РАО, принятый для завода третьего поколения, поможет решить проблему отверждения отходов. Заметим, что на лучших зарубежных заводах реализована концепция максимального разбавления ЖРО; это позволяет получить большой объем низкоактивных РАО, но препятствует отверждению.

Экономическая приемлемость достигается исключением дорогостоящих и совмещением смежных операций, упрощением и интенсификацией ключевых переделов.

Заключение

Предложенные варианты переработки ОЯТ требуют дальнейшего обсуждения и более детального экономического расчета. Однако очевидно, что существующий в России инновационный технологический задел, связанный с топливным циклом, предоставляет все условия для развития и прогресса в этой области. Дело за реализацией.

Авторы

И.А. Масленников, к.т.н., Ю.С. Федоров, д.х.н., А.Ю. Шадрин, д.х.н., Б.Я. Зильберман, д.т.н., В.А. Бабаин, к.х.н., Б.А. Бибичев к.ф-м.н
НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина»