Ядерный топливный цикл во Франции: настоящее и будущее

11 февраля 2013

Обращение с ядерным топливом до и после его облучения в реакторе представляет собой наиболее важный вопрос для обеспечения устойчивого развития ядерного топливного цикла и экономики атомной энергетики.      

Начальная стадия (front end) ядерного топливного цикла включает все операции по добыче руды, извлечению и концентрации урана, его очистке и обогащению, производству тепловыделяющих сборок. Начальные этапы цикла имеют решающее значение для обеспечения топливом существующего парка легководных реакторов.

Завершающий этап (back end) ЯТЦ предполагает обращение с отработавшим топливом, с учетом как его энергетического потенциала (который остается очень высоким), так и рисков для безопасности, которые представляет собой ОЯТ, в том числе содержания в нем высокоактивных долгоживущих радионуклидов.

При выполнении исследовательских работ основное внимание должно уделяться системам (реакторным и ядерного цикла), которые позволяют повторное использование энергетических материалов, поскольку именно они способны обеспечить долгосрочное устойчивое развитие атомной энергетики. Существующий в настоящее время во Франции вариант промышленного ядерного топливного цикла надежно обеспечивает достижение указанных целей ввиду следующих обстоятельств:

  • существующие технологии основываются на десятилетиях опыта, благодаря чему достигается их высокая эксплуатационная эффективность, экономичность и наличие решений по обращению с отходами;
  • определены различные пути дальнейшего совершенствования имеющихся технологий, обеспечивающие выполнение все более строгих требований по экономичности, безопасности, сокращению объемов РАО и защите от распространения ядерных материалов.

Существующий цикл использования ядерных материалов

Принятый в настоящее время во Франции вариант цикла использования ядерных материалов основывается на «замкнутом» подходе к его реализации (рис. 1).

 

Рис. 1. Замкнутый ядерный топливный цикл во Франции (около 400 ТВт в год по электроэнергии)

 

Для обеспечения топливом 58 реакторов с водой под давлением в год требуется около 1000 т обогащенного урана, для чего необходимо переработать 8000 т природного урана с соответствующим ежегодным накоплением 7000 т обедненного урана. Обращение с ядерными материалами, получаемыми в результате переработки оксидного уранового (UOX) отработавшего топлива, осуществляется по следующей схеме:

  • извлеченный плутоний рециклируется в виде МОКС-топлива (около 120 т) для части реакторного парка;
  • извлеченный уран (около 950 т) может быть повторно обогащен для производства 150 т топлива (RepU – регенерированный уран), используемого на ряде энергоблоков;
  • остальной материал, в том числе продукты деления и минорные актиниды (около 40 т), представляет собой «окончательные отходы», подлежащие остекловыванию и длительному хранению с последующим захоронением в глубоких геологических формациях*.

Отработавшее МОКС- и RepU-топливо в настоящее время не перерабатывается и хранится в бассейнах выдержки, с целью последующего возврата в ядерный топливный цикл реакторов четвертого поколения.

Технологии, обеспечивающие обращение с от­ра­ботавшим топливом и его повторное использование, вышли на широкомасштабный промышленный уровень после десятилетий научно-исследовательских и проектно-конструкторских работ, в результате которых был значительно усовершенствован ПУРЕКС-процесс, достигнуты очень высокие значения коэффициента возврата ядерных материалов (более 99%) с образованием очень небольших объемов вторичных отходов. Переработано в общей сложности 25000 т ОЯТ и произведено почти 2000 т МОКС-топлива на заводах «Кадараш» и «Мелокс», с использованием таблеточной технологии (процесс «измельчение – смешивание – спекание»), которая также была усовершенствована.

Таким образом, реализованная на данном этапе во Франции стратегия повторного использования ядерных материалов дает несколько важных преимуществ, таких как:

  • экономия природных ресурсов урана (около 25%);
  • образование отходов, не содержащих плутоний, которые кондиционируются в высоконадежной стекловидной матрице, соответствующей современному международному стандарту; она обладает долговечностью и очень высокой устойчивостью к коррозии при хранении (скорость коррозии – несколько микрон в столетия);
  • прекращение накопления плутония, поскольку весь извлекаемый из UOX-топлива плутоний используется для производства МОКС-топлива.

Наконец, данная схема обеспечивает создание в виде отработавшего МОКС-топлива стратегических резервов плутония для использования в будущих реакторах четвертого поколения. При этом плутоний хранится в безопасной и концентрированной форме, готовый к будущему использованию. Обращение с отработавшим МОКС-топливом может выполняться практически по той же схеме, что и с отработавшим UOX-топливом, что было продемонстрировано при натурных испытаниях на заводе «Ла Аг».

Описанная стратегия может применяться без изменений и при замене существующих энергоблоков на реакторы третьего поколения, и, что еще более важно, открывает возможности для полностью устойчивого развития ядерно-энергетической системы на основе быстрых реакторов четвертого поколения.

Ядерно-энергетические системы будущего

Стратегия реализации ядерного топливного цикла имеет ключевое значение для решения таких проблем, как экономия природных ресурсов, снижение воздействия на окружающую среду и ядерное нераспространение. Повторное использование ценных ядерных материалов необходимо ввиду устойчивого повышения стоимости урана и плутония, хранящихся в настоящее время в виде отработавшего МОКС- и RepU-топлива, а также для оптимального использования  делящихся материалов (235U и 239Pu) и огромных запасов обедненного урана, богатого 238U и находящегося в отвалах обогатительных производств.

Технологии будущего должны соблюдать принцип многократного повторного использования плутония вплоть до его полной утилизации. Соответственно, этот принцип должен учитываться на всех этапах ядерно-энергетических циклов будущего, включая front end, back end и эксплуатацию реакторных установок.

В начале цикла необходимо иметь в виду, что в долгосрочной перспективе использование энергетического потенциала 238U упрощает реализацию стадии front end, поскольку отпадает необходимость в добыче, концентрировании и обогащении урана (рис. 2). В этом случае Франция сможет полагаться на собственные значительные запасы обедненного урана, преобразуемого в делящийся плутоний в реакторах соответствующего типа. Совершенно очевидно, что отказ от обогащения значительно упростит решение вопроса нераспространения ядерных материалов.

Рис. 2. Рециклирование актинидов с использованием быстрых реакторов (около 400 ТВт в год по электроэнергии)

На стадии back end могут быть развиты необходимые технологии переработки отработавшего топлива и производства МОКС-топлива за счет совершенствования существующих гидрометаллургических методов. Техническая реализуемость рециклирования топлива быстрых реакторов с использованием существующих технологий уже доказана (на заводах «Ла Аг» и «Мелокс» были переработаны и рециклированы 20 т ОЯТ реактора «Феникс»), однако для создания полностью оптимизированного технологического процесса необходимо выполнение комплексных научно-исследовательских, проектных и конструкторских работ. Фактически свойства реактора на быстрых нейтронах предполагают использование топлива (даже оксидного), отличающегося от топлива легководных реакторов – по содержанию плутония, спектрам продуктов деления, более высокой рабочей температуре, материалам оболочек твэлов. Даже несмотря на то, что была продемонстрирована принципиальная техническая возможность его переработки, необходима доработка процесса для его адаптации к свойствам конкретных типов топлива.

Среди других направлений, получивших развитие в последние годы, следует отметить разработку новой технологии выделения минорных актинидов и лабораторное обоснование (с использованием имитаторов топлива) возможности ее внедрения в качестве дополнительной функции на перерабатывающих заводах типа «Ла Аг».

При эксплуатации реакторных установок определенные физические свойства (ухудшение изотопного состава) облученного плутония не позволяют выполнять его многократное рециклирование, несмотря на то, что современные легководные реакторы хорошо приспособлены к циклу с однократным повторным использованием ядерных материалов. Реакторы на быстрых нейтронах намного больше для этого подходят, фактически изотопный состав после нескольких циклов даже стабилизируется.

Таким образом, стратегическое видение будущей ядерно-энергетической системы Франции основано на замкнутом цикле с быстрыми реакторами. Этот же подход лежит в основе проекта по созданию установки ASTRID – реактора четвертого поколения с натриевым теплоносителем. Данный проект, развиваемый с использованием обширного опыта установок «Феникс» и «Супефеникс», направлен на отработку совершенно новых технологий для обеспечения соблюдения всех требований к установкам четвертого поколения по безопасности и экономичности. К ним относятся принципиально новая конструкция активной зоны, предотвращающая возникновение «пустотного эффекта», новые теплообменные системы, предотвращающие реакцию воды и натрия, новые измерительные системы для контроля условий работы и т.д.
Помимо использования урановых и плутониевых ресурсов, реакторы на быстрых нейтронах способны обеспечить соблюдение и других требований, в частности, выжигание минорных актинидов (нептуния, америция, кюрия), что в перспективе решает вопрос их утилизации.

Существующие технологии, реализованные сегодня во Франции, представляют ценность как для нынешнего варианта ядерного топливного цикла и оптимизированной схемы обращения с отходами, так и для достижения долгосрочной цели – устойчивого развития ядерно-энергетической системы страны. Следует особо отметить необходимость разработки гибких технологических решений для развития таких систем. АЭС будущего будут эксплуатироваться в рамках эволюционирующего парка энергоблоков, состоящего из реакторов различных типов (легководных и быстрых четвертого поколения), отвечая все более жестким требованиям – сначала многократное рециклирование урана и плутония, затем и полная утилизация плутония, а в дальнейшем, возможно, минорных актинидов.

Автор

Беар Кристоф
директор Департамента по атомной энергии
Комиссариата по атомной энергии Франции