22 апреля 2012

CОEX: новый комплексный подход к переработке ОЯТ

Atomic-Energy.ru

Компания AREVA разработала новый, эволюционный технологический процесс, получивший название COEXTM. Этот процесс, реализуемый на комплексной установке, демонстрирует новый подход компании AREVA к созданию заводов по переработке ОЯТ. Процесс COEXTM полностью основан на уже существующих технологиях, а принцип, лежащий в его основе, заключается в отказе от выделения плутония.

Первое поколение промышленных установок по переработке оксидного топлива легководных реакторов появилось в Европе и Японии в 1960-1970-х годах. Предназначенные изначально для топлива газо-графитных реакторов, а затем переоборудованные под ОЯТ легководных реакторов, они обладали ограниченной мощностью.

Второе поколение промышленных перерабатывающих заводов было создано в 1980-х годах с учетом полученного опыта и результатов огромного объема исследований, выполненных с целью:

  • повышения мощности установок;
  • повышения эксплуатационной эффективности;
  • повышения безопасности и улучшения эксплуатационных показателей, а также значительного снижения дозовых нагрузок и выбросов в окружающую среду;
  • кондиционирования всех эксплуатационных и тех­­нологических отходов.

В настоящее время в эксплуатации или на этапе ввода в эксплуатацию находятся четыре промышленные установки для переработки ОЯТ: UP3 и UP2-800 в Ла Аге во Франции, Thorp в Великобритании и Роккашо Мура в Японии.

Опыт эксплуатации установок позволил компании AREVA оптимизировать технологию переработки путем сокращения объема отходов, снижения дозовых нагрузок и выбросов и повышения общей эффективности работы.

Постоянное усовершенствование технологии переработки продолжается и сейчас. Разработан новый процесс COEXTM, позволяющий:

  • повысить защиту ядерных материалов от распространения и несанкционированного использования;
  • обеспечить высокий уровень эксплуатационной эффективности;
  • минимизировать капиталовложения и эксплуатационные затраты на переработку;
  • воспользоваться имеющимся опытом применения технологий промышленной переработки, реализованных на заводах в Ла Аге и Melox;
  • обеспечить возможность дальнейших усовершенствований для адаптации к новым типам реакторов и обращению с трансурановыми элементами.

Описание процесса COEXTM

Процесс COEXTM является результатом разработок, которые были начаты более 10 лет назад. Одной из основных причин ведения таких работ было желание оптимизировать уже имеющиеся технологии на основании накопленного опыта вместо проведения длительных и дорогостоящих работ по созданию совершенно новых технологий. Целиком основанный на существующих технологиях, данный процесс уже готов к немедленной реализации на перерабатывающем комплексе.

Основные усовершенствования процесса COEXTM по сравнению с его предшественником, ПУРЕКС-процессом, следующие:

  • отсутствие потока чистого плутония на всех этапах, часть урана постоянно смешана с плутонием;
  • благодаря совместной конверсии, конечным продуктом является твердый раствор (U, Pu)O2, а не PuO2.

Кроме того, минимизировано хранение плутония в твердой форме, даже в смеси с ураном, и обеспечивается более эффективный вариант размещения установок по переработке и производству топлива – в пределах одной площадки.

На рисунке 1 представлена технологическая схема установок в Ла Аге и установки Melox. Создается поток порошка PuO2, который используется на установке Melox для изготовления МОКС-топлива.

 

Рис. 1. Процесс переработки ОЯТ на установках в Ла Аге и Melox

 

На рисунке 2 аналогично показана схема установок Роккашо Мура и J-MOX. Конверсия плутония осуществляется совместно с ураном, и уранплутониевый порошок направляется на установку по изготовлению МОКС-топлива.

 

Рис. 2. Процесс переработки ОЯТ на установке Роккашо Мура

 

На рисунке 3 изображена технологическая схема процесса COEXTM. Выделение очищенного плутония в отдельный поток более не предусматривается, и конверсия урана и плутония осуществляется совместно. Уранплутониевый раствор концентрируется и хранится до конверсии. Смесь оксидов поступает непосредственно на производство МОКС-топлива. В качестве альтернативного решения, уранплутониевый раствор может направляться на конверсию без концентрации, а уранплутониевый порошок может храниться аналогично тому, как это делается на существующих установках.

 

Рис. 3. Процесс COEXTM

 

Более полно процесс COEXTM и циркуляция U, Pu и Np на заводе, реализующем COEXTM, описаны в [1]. Необходимо отметить, что в связи с осуществлением процесса COEXTM изменятся только некоторые части установки, а именно – связанные с выделением плутония в первом цикле U-Pu на конверсию. Даже в тех случаях, когда изменения необходимы, могут применяться хорошо известные и апробированные технологии. Более того, изменения не коснутся той части установки, где выполняется обращение с высокоактивными материалами (там наиболее сложно осуществить модификации).

Преимущества процесса  COEXTM и комплексного завода

Процесс COEXTM обеспечивает ряд улучшений и новые возможности технологии, благодаря оптимизации буферного хранения и комплексного размещения установок по переработке и производству топлива в пределах одной площадки.

Защита от распространения усиливается благодаря сохранению плутония в смеси с другими материалами. Это делает плутоний менее «привлекательным» для потенциального распространения, поскольку увеличивает объем материала, которым необходимо завладеть для получения требуемого количества плутония. Кроме того, ввиду комплексного размещения перерабатывающего завода и топливного производства на одной площадке, не требуется вывоза плутония за пределы контролируемой зоны.

Сепарация уранплутониевой смеси, получаемой в результате процесса COEXTM, конечно, технически по-прежнему остается возможной. Однако для ее реализации потребуется дорогостоящая специальная установка, с персоналом из высококвалифицированных химиков, что создаст дополнительные трудности для потенциального использования этого материала в военных целях.

При включении производства МОКС-топлива в состав единого с переработкой ОЯТ комплекса устраняется необходимость в промежуточных операциях, что оптимизирует работу всего комплекса.

Обеспечивается отказ от ряда объектов или их ­сокращение:

  • больше не требуется кондиционирования плутония (для хранения) и его декондиционирования (для производства топлива);
  • промежуточное хранение порошкового плутония может быть реализовано в одном небольшом хранилище.

Обеспечивается сокращение затрат на эксплуатацию за счет:

  • отказа от упаковки и распаковки отходов;
  • значительного упрощения процесса транспортировки плутония в связи с отказом от транспортных контейнеров и средств;
  • сокращения срока хранения плутония с образованием америция в результате распада, что ускоряет процесс использования плутония для производства МОКС-топлива;
  • сокращения операций с плутонием благодаря уменьшению срока хранения, упрощения его рециклирования за счет размещения перерабатывающих и производственных мощностей на одной площадке;
  • повышенной растворимости и высокого качества продукции, благодаря идеальной гомогенности совместно конвертированного порошка.

Указанные преимущества более чем перевешивают некоторое усложнение технологического процесса, связанное с введением дополнительных этапов химической обработки перед конверсией [1] и дополнительных мер по обеспечению смешивания плутония и урана.

Будущее технологии

Переработка отработавшего ядерного топлива и выжигание плутония в составе МОКС-топлива обеспечивают решение ряда долгосрочных и кратковременных задач. Объем ОЯТ, подлежащего хранению в «сухих» хранилищах или бассейнах, сокращается в пять-восемь  раз (плутоний из пяти-восьми ОТВС используется для производства одной МОКС-ТВС). Сокращается объем подлежащих хранению ВАО [2]. Благодаря выделению плутония, существенно сокращаются долгосрочная радиотоксичность и тепловыделение отходов, по сравнению с прямым захоронением непереработанного ОЯТ. Увеличивается вместимость хранилищ ввиду того, что определяющим фактором плотности размещения ОЯТ становится тепловыделение [2]. Сокращаются мировые запасы плутония: его масса в составе МОКС-топлива уменьшается в процессе производства энергии, не происходит дополнительного накопления плутония при облучении ураноксидного топлива.

Когда рынок и технологии атомной энергетики будут готовы к внедрению реакторов четвертого поколения на быстрых нейтронах, для первых загрузок их активных зон немедленно потребуется плутоний. Отработавшее МОКС-топливо содержит больше плутония, чем аналогичное количество ураноксидного ОЯТ, хотя и меньше, чем ураноксидное топливо, переработанное для производства МОКС-топлива. Соответственно, наличие готового к переработке МОКС-топлива, вместо ураноксидного, существенно сократит объем переработки для получения одного и того же количества плутония.

Кроме того, выше показано, что процесс COEXTM еще более оптимизирует переработку и рециклирование ОЯТ. Картина, однако, будет неполной без рассмотрения этапов развития реакторной технологии, следующих за установками третьего поколения.

Процесс COEXTM спроектирован с учетом будущих направлений развития реакторной технологии. Он является эволюционным процессом, который, тем не менее, хорошо приспособлен для производства топлива для реакторов на быстрых нейтронах.

COEXTM совместим и с будущими вариантами гомогенного или гетерогенного обращения с минорными актинидами. Может быть реализована совместная конверсия таких актинидов, например, нептуния и америция. Возможно производство смешанного оксида Np-Pu-U. Незначительная модификация первого цикла экстракции позволяет направлять нептуний в уранплутониевый поток. Затем, в цикле очистки U-Pu, также с некоторыми модификациями, нептуний можно направлять на конверсию вместе с потоком U-Pu. Возможность совместной конверсии урана, плутония и нептуния уже продемонстрирована в лабораторных масштабах. В дальнейшем, в рамках обращения с америцием и кюрием с целью дальнейшего снижения радиотоксичности и тепловыделения ВАО, может быть предусмотрено выделение этих минорных актинидов путем реализации сепарационных процессов DIAMEX и SANEX на рафинадах, полученных в результате первого U-Pu цикла.

Заключение

Итак, COEXTM является эволюционным процессом, основанным на успешном опыте промышленной эксплуатации апробированных технологий, реализуемость которых доказана на практике. Усиливается защита против распространения ядерных материалов в связи с отсутствием выделения плутония и вывоза его за пределы контролируемой зоны, минимизацией объемов хранения плутониевого порошка.

Процесс COEXTM , в сочетании с совместным размещением мощностей по переработке и производству топлива, позволяет сокращать капиталовложения и эксплуатационные расходы, что перевешивает незначительное усложнение технологического процесса.

Процесс COEXTM , основанный на успешно применяемых промышленных технологиях, также готов к использованию и в будущей атомной энергетике: для производства топлива для реакторов на быстрых нейтронах и, возможно, для обращения с минорными актинидами. Данный процесс и совместная конверсия также создают дополнительные возможности для дальнейшей оптимизации, в соответствии с общей политикой компании AREVA по постоянному совершенствованию.

Литература

1. Дрейн Ф. СОЕХTM-процесс: соединение инноваций и отраслевого опыта / Ф. Дрейн Д.Л. Эмин, П. Бардон // Материалы  конференции «Обращение с отходами –2008».

2. Обзор ядерных технологий – 2008 // – МАГАТЭ. – С. 69.

Авторы

Ж. Сененц (G. Senentz)

Ф. Драин (F. Drain)

К. Баганц (C. Baganz)

SGN AREVA NC