Transcript Возможность решения проблемы обращения с ОЯТ с помощью

Конференция АтомЭко-2012 Москва 16-17 октября 2012 года
1. Введение. Проблема накопления ОЯТ.
2. Организация ЗЯТЦ РТН с
использованием РЕМИКС топлива.
3. Вовлечение в ЯТЦ накопленного ОЯТ.
4. ОДЦ на ГХК и РЕМИКС топливо.
5. Выводы.
Введение
В настоящее время в мире по данным МАГАТЭ производят
электроэнергию более 400 энергоблоков общей мощностью ~ 370 ГВт.
Во всем мире уже накоплено более 300 тыс. тонн ОЯТ и ежегодно из
реакторов выгружается более 10 тыс. тонн ОЯТ, при этом на
переработку поступает ОЯТ менее 2000 т ОЯТ/год во Франции, России
и ряде других стран. Большинство стран занимают выжидательную
позицию и, как правило, хранят ОЯТ в специальных хранилищах.
Состав различных типов ядерного топлива для тепловых реакторов:
1. Топливо из UO2 (3,5 – 4,5 % 235U + 238U) – один цикл, перерабатываемое
2. МОКС топливо (5 -7 % 239Pu + 238U) – один цикл, неперерабатываемое
3. РЕМИКС топливо (1% 239Pu + 3% 235U + 238U) – многократное рециклирование,
перерабатываемое
REMIX - REgenerated MIXture of U, Pu oxides
РЕМИКС топливо изготавливается из смеси урана и плутония,
выделенных из ОЯТ в ходе переработки с добавлением
обогащенного природного урана с содержанием 235U около 16-17%.
РЕМИКС топливо позволяет многократно рециклировать все
количество урана и плутония из ОЯТ при 100% загрузке активной
зоны реактора ВВЭР-1000 таким топливом.
Рециклирование регенерированных урана
и плутония в реакторах ВВЭР-1000 в виде
РЕМИКС топлива
Обогащенный
природный уран
ВВЭР-1000
Изготовление ТВС из (U-Pu)O2
Рециклирование
U и Pu
Хранение
ОЯТ
Переработка ОЯТ
Неразделенная смесь
регенерированных
U и Pu
Захоронение
отвержденных
ВАО
Схема рециклирования регенерированных урана и плутония в
реакторе ВВЭР-1000 в виде РЕМИКС топлива
Рециклирование U и Pu в ВВЭР-1000
Таблица 1. Содержание изотопов U и Pu в регенерируемом РЕМИКС
топливе (кг/т U) реактора ВВЭР-1000 (количество U и Pu из ОЯТ - 80%,
обогащенный уран - 20%, 4-х летний ТЦ, выгорание 49.2 ГВт·сут/т, выдержка 5 лет)
Нуклиды
232
U
235
U
236
Состав РЕМИКС топлива перед рециклом
1-й
3-й
5-й
2.4·10-6
5.65·10-6
7.3·10-6
41.71
43.12
44.65
U
4.71
9.74
12.19
Pu
0.24
0.76
0.98
Pu
240
Pu
241
Pu
5.38
2.54
1.13
7.25
3.65
1.78
7.23
3.71
1.86
242
Pu
0.71
1.90
2.67
ΣPu
10.0
15.34
16.45
48.2
52.15
53.74
238
239
239+241
Pu+ 235U
Таблица 2. Содержание изотопов U и Pu в
ОЯТ UO2, ОЯТ РЕМИКС и ОЯТ МОКС
топлива для реактора ВВЭР-1000, кг/т U
(4-х летний ТЦ, выгорание 49,2 ГВт·сут/т, выдержка 5 лет)
Нуклиды
ОЯТ UO2
ОЯТ РЕМИКС после рецикла
1-й
3-й
5-й
ОЯТ МОКС после
1-го рецикла
232
U
3.05·10-6
5.47·10-6
8.25·10-6
9.75·10-6
4.64·10-6
235
U
9.11
12.01
14.62
15.47
0.58
236
U
5.89
9.54
13.95
16.19
0.074
Pu
0.30
0.70
1.12
1.30
2.91
Pu
240
Pu
6.72
3.18
8.02
4.04
9.06
4.65
9.02
4.63
38.30
36.38
241
1.41
1.97
2.32
2.32
13.55
0.89
12.5
17.24
1.83
16.56
21.88
2.91
20.05
26.01
3.65
20.92
26.81
12.15
103.29
52.44
238
239
242
Pu
Pu
ΣPu
239+241
Pu+ 235U
ОЯТ РЕМИКС топлива является ценным
источником делящихся нуклидов
Таблица 3. Энергетический потенциал ОЯТ UO2, ОЯТ РЕМИКС и ОЯТ МОКС
для ВВЭР-1000 (4-х летний ТЦ, выгорание 49, 2 ГВт·сут/т, выдержка 5 лет)
Тип топлива
Природный
уран
ОЯТ UO2
Содержание,
235
U вес.%
0,71
1,11
ОЯТ РЕМИКС после рецикла
1-й
3-й
5-й
1,28
1,37
1,31
ОЯТ МОКС
после 1-го
рецикла
0,44
Энергетический потенциал ОЯТ РЕМИКС топлива, т.е., сумма
делящихся изотопов урана и плутония за вычетом количества
делящихся идущих на компенсацию четных изотопов (236U, 240Pu
и 242Pu), остается практически постоянным при рециклировании,
обеспечивая стабильность при изготовлении РЕМИКС топлива. В
данном случае, энергетический потенциал ОЯТ РЕМИКС больше
такового 1,6 – 1,8 и 3 раза для природного урана и ОЯТ МОКС
топлива, соответственно.
.
Таблица 4. Обогащение урана для подпитки РЕМИКС
топлива, потребление природного урана и изменение
работы разделения при производстве уранового и
РЕМИКС топлива для одной ТВС
Тип топлива
Обогащение U для
подпитки, % вес.
Потребление природного U
в ТВС, кг
Экономия природного U,
%
Затрата работы разделения
на ТВС, кг ЕРР
Экономия работы
разделения, %
Исходное
топливо из UO2
Исходное РЕМИКС топливо
перед 1-м
перед 3-м перед 5-м
рециклом
рециклом рециклом
4,33
17,21
16,00
16,28
2998
2426
2250
2294
-
19,1
24,9
23,5
4306
4403
4055
4142
-
-2,2
5,8
3,8
ТВС из UO2
Хранение после 60 лет
работы 12 реакторов:
Обогащенный U
Производство
ТВС
9 реакторов
ВВЭР-1000
1. Регенерированный U
после переработки ОЯТ
из урана 10 200 т
ОЯТ
Переработка ОЯТ из урана
3 реактора
ВВЭР-1000
(МОКС)
Pu
МОКС
ВАО
Uрегенер.
Производство
ТВС
ОЯТ
МОКС
Хранение ОЯТ МОКС
2. Pu в ОЯТ МОКС – 129 т
3. Обедненный U в ОЯТ
МОКС – 840 т
Uобедненный
Хранение ВАО
Uрегенер. хранение
ЯТЦ с рециклированием Pu в виде МОКС топлива
Uобогащ.
12 реакторов
ВВЭР-1000
РЕМИКС
Производство
ТВС
ОЯТ
РЕМИКС
U+Pu
Переработка ОЯТ РЕМИКС
Хранение после 60 лет работы
12 реакторов:
1. Регенерированный U после
переработки ОЯТ РЕМИКС - 840 т
2. Pu после переработки ОЯТ
РЕМИКС – 18 т
ВАО
Хранение ОЯТ
ЯТЦ с рециклирование Pu в
виде РЕМИКС топлива
Таблица.
Количество U и Pu в ОЯТ после работы 12 реакторов ВВЭР-1000 в течении 60 лет
Нуклиды, т
Использование
МОКС топлива
Использование
РЕМИКС топлива
Уменьшение,
разы
Регенерированный U
10 200
850
12
Pu в ОЯТ
130
18
7,2
Обедненный U
(в ОЯТ МОКС топливе)
840
-
ВВЭР-1000
Изготовление ТВС из (U-Pu)O2
Смешение делящихся
нуклидов (РЕМИКС Б)
Рециклирование
U и Pu
U
Pu
U, Pu
Хранение
ОЯТ
Обогащение
регенерированного
U
Переработка
текущего ОЯТ
Переработка
накопленного ОЯТ
Захоронение
отвержденных
ВАО
Обедненный
уран
Сокращение объемов накопленных
ОЯТ ВВЭР-1000
Таблица - Состав РЕМИКС топлива при
разных вариантах использования
232
U
235
U
41.7
43.1
36.4
236
U
4.71
9.74
21.9
238
Pu
0.24
0.76
0.48
239
Pu
5.38
7.25
10.7
Pu
241
Pu
2.54
1.13
3.65
1.78
5,09
2.86
242
0.71
1.90
2.26
10.0
15.34
21.39
48.2
52.15
50.0
240
Pu
ΣPu
239+241
Pu+
235
U
ОЯТ
РЕМИКС
РЕМИКС Б
20000
Количество ОЯТ, тыс. т
Нуклиды
Состав РЕМИКС топлива перед
рециклом
1-й
3-й
РЕМИКС Б
2.4·10-6
5.7·10-6
9.6·10-6
25000
15000
10000
5000
0
0
10
20
30
40
50
60
Годы
Изменение количества накопленных ОЯТ ВВЭР-1000 при
различных вариантах ЯТЦ для 10 реакторов ВВЭР-1000
Таблица - Нейтронно-физические характеристики стационарной загрузки
активной зоны с топливом из обогащенного природного урана и РЕМИКС
топливом при выгорании 50 ГВт •сут/ т ТМ. Длительность работы реактора
между перегрузками 297 эфф. сут
Нейтронно-физические характеристики
U-топливо
РЕМИКС,
рецикл 1
РЕМИКС
Б
Среднее обогащение топлива подпитки по сумме (235U+239Pu+241Pu),
% мас.
4,33
4,79
5,08
0
1,0
2,0
- 31,8
(-68,1)
-36,6
(-68,7)
-40,1
(-68,4)
- 0,50
(- 0,71)
-0,56
(-0,73)
-0,59
(-0,74)
Эффективная доля эапаздывающих нейтронов деления,
номинальная мощность, начало (конец) кампании, %
0,63
(0,56)
0,58
(0,55)
0,55 (0,53)
Эффективность рабочей группы ОР СУЗ, номинальная мощность,
начало (конец) кампании, % 
0,84
(0,80)
0,74
(0,73)
0,74 (0,75)
7,5 (7,3)
7,4 (7,3)
7,2 (7,3)
Исходное содержание Pu в топливе, %
Коэффициент реактивности по температуре теплоносителя,
номинальная мощность, начало (конец) кампании, (1/0С·10-5)
Коэффициент реактивности по мощности реактора (полный),
номинальная мощность, начало (конец) кампании, (1/МВт) ·10-5
Эффективность аварийной защиты при застревании в верхнем
положении наиболее эффективного органа СУЗ, номинальная
мощность, начало (конец) кампании, %
РЕМИКС топливо позволяет многократно рециклировать все
количество урана и плутония из ОЯТ при 100% загрузке активной
зоны реактора ВВЭР-1000 таким топливом.
Проектная схема
экстракционного
передела ОДЦ на
ФГУП ГХК по
переработке ОЯТ
ВВЭР-1000
Возможная схема
экстракционного
передела по
переработке ОЯТ
РЕМИКС топлива на
ОДЦ ФГУП ГХК
ВЫВОДЫ
1. Использование РЕМИКС ОЯТ в реакторах ВВЭР-1000
со 100 % загрузкой активной зоны сократит
потребление природного урана и обеспечит полное
рециклирование урана и плутония при обеспечение
требований нераспространения делящихся нуклидов.
2. Рециклирование РЕМИКС топлива не требует
прямого обогащения регенерированного урана, в то
время как работа разделения остается постоянной по
сравнению с открытым ЯТЦ.
3. В качестве подпитки к РЕМИКС топливу вместо
обогащенного природного урана может применяться
обогащённый регенерированный уран вместе с
плутонием, что приведет к постепенному вовлечению
в ЯТЦ тепловых реакторов уже накопленных запасов
ОЯТ.
4. Создающийся ОДЦ на ФГУП ГХК может быть
использован для демонстрации ЗЯТЦ РТН с
использованием РЕМИКС топлива.