Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Проблемы использования деления вэнергетике, изменение требований к быстрым реакторам
ГЛАВА 2. Основные требования к крупномасштабной ядерной энергетике
2.1 Общие требования к реакторной установке 27
2.2 Общие требования к замкнутому топливному циклу
2.2.1 Радиационная эквивалентность 30
2.2.2 Трансмутационный топливный цикл 32
2.2.3 Радиационно-миграционная эквивалентность и природоподобие 34
2.3 Подход к реализации гарантий нераспространения в концепции 40
быстрых реакторов нового поколения и их замкнутого топливного
цикла
2.4 Два подхода к организации замкнутого топливного цикла 46
крупномасштабной ядерной энергетики на быстрых реакторах
ГЛАВА 3. Модели развития ядерной энергетики, реализующей трансмутационный топливный цикл
3.1 Параметры ЯТЦ и трансмутация минорных актиноидов из ОЯТ тепловых реакторов при развитии ядерной энергетики России в соответствии со «Стратегией...»
3.2. Анализ влияния сценариев развития мощностей ЯЭ, накопление долгоживущих радионуклидов и трансмутации их в замкнутом топливном цикле быстрых реакторов
3.2.1 Возможности развития системы тепловых реакторов и накопление актинидов в ОЯТ ТР
3.2.2 Возможности развития системы быстрых реакторов и трансмутация долгоживущих актинидов их в замкнутом топливном цикле
3.2.3 Возможности дополнительного развития быстрых реакторов на 85
обогащенном уране
ГЛАВА 4. Условия и пути достижения радиационного баланса
4.1 Потенциальная биологическая опасность природного урана 92
4.2 Роль отдельных нуклидов и элементов в долговременном радиационном балансе
4.3.Эволюция требований к потерям актиноидов в отходы при длительной работе ЯЭ
4.4 Влияние длительности ТЦ ТР и БР на основные параметры сценария развития ЯЭ
4.5 Региональное хранилище для длительного контролируемого хранения долгоживущих высокоактивных РАО
4.5.1 Введение 130
4.5.2. Параметры хранилища для длительной контролируемой выдержки РАО
4.5.3. Теплогидравлические и нейтронно-физические характеристики хранилища
4.5.4. Конструкция и функционирование хранилища 153
4.5.5. Заключение
4.6 Влияние спектра нейтронов на характеристики трансмутационных цепочек Np, Am и Cm
4.7 Гомогенная и гетерогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне быстрого ЯЭ
4.8 Сравнительный анализ эффективности трансмутации МА в 188 различных установках на стадии длительной работы ЯЭ
4.9 Трансмутация осколочных технеция и йода в торцевом экране реактора БРЕСТ
4.9.1 Трансмутация йода 203
4.9.2 Трансмутация технеция 204
ГЛАВА 5. Основы поддержания режима нерапространения при крупномасштабном развитии ЯЭ
ГЛАВА 6. Вовлечение тория в крупномасштабную ядерную энергетику
6.1 Долгоживущие актиниды в равновесном торий-урановом цикле и уран-плутониевом циклах
6.2 Сценарии вовлечения тория в ЗТЦ 225
ГЛАВА 7. Анализ обоснованности полученных результатов
7.1 Использованные программы и ядерные данные 243
7.2 Масштаб погрешности эффективных нейтронных сечений актинидов для БР по экспериментам 1999-2004 годов
7.3. Коэффициенты чувствительности расчетных концентраций актинидов топлива реактора БРЕСТ к сечениям ядерных реакций и постоянным распада
7.4 Влияния неопределенности в нейтронных сечениях актинидов на долговременную радиационную опасность РАО
ГЛАВА 8. Разработка принципиальных основ радиохимических технологий для Широкомасштабной энергетики. Результаты ТЭИ .
Глава 9. Реализация основных элементов замкнутого тц крупномасштабной энергетики в пятц брест-од-300
Заключение 291
Список сокращений 299
Список использованных источников
- Общие требования к замкнутому топливному циклу
- Анализ влияния сценариев развития мощностей ЯЭ, накопление долгоживущих радионуклидов и трансмутации их в замкнутом топливном цикле быстрых реакторов
- Роль отдельных нуклидов и элементов в долговременном радиационном балансе
- Масштаб погрешности эффективных нейтронных сечений актинидов для БР по экспериментам 1999-2004 годов
Введение к работе
Актуальность работы. Ядерная энергетика (ЯЭ) на реакторах, выросших из военной техники, уже в 70-80-е гг. стала крупным сектором энергетики многих стран. Но ее главные проблемы: безопасность и стоимость АЭС, радиоактивные отходы, нераспространение оружейных материалов, а также воспроизводство топлива не нашли исчерпывающих решений. Быстрые реакторы, на которых намечалось крупномасштабное развитие ЯЭ, были нацелены на высокие темпы воспроизводства и оказались дорогими, увеличивали риск распространения и не получили широкого применения, их разработки были свернуты в США, затем и в Европе. В условиях стабилизации мирового топливного рынка в конце 1970-х годов в США, а затем в Европе и России ЯЭ пришла в состояние стагнации. На XXI век прогнозировалось снижение ее доли в энергетике.
К концу 1990-х годов в России и США сформировались два разных, но дополняющих друг друга подхода к обновлению концепции развития ЯЭ и технической концепции реакторов и ядерного топливного цикла (ЯТЦ) для будущего.
Инициативы DOE США (NERI, G4) были нацелены на широкий поиск концепций реакторов следующего поколения и их топливного цикла для среднесрочной перспективы ЯЭ ограниченного масштаба. Задачи: снижение стоимости и рисков (аварии на АЭС, обращение с отходами, нераспространение); приспособление к условиям либерализованного рынка; новые области применения (локальные нужды небольших стран и районов, опреснение, производство водорода и др.).
Стратегия Минатома России 2000 года (далее Стратегия-2000), определившая общее направление развития ядерной энергетики (ЯЭ) в России до 2050 г., исходила из того, что полувековой опыт достаточен для разработки и демонстрации в начале XXI века быстрых реакторов в замкнутом ЯТЦ, эффективно утилизирующих накапливаемые облученное ядерное топливо (ОЯТ) и плутоний; отвечающих требованиям крупномасштабной ЯЭ по топливному балансу, экономике, безопасности, отходам, нераспространению; способных поэтому стать основой развития в XXI веке большой ЯЭ для радикального решения встающих перед миром проблем энергоснабжения, оздоровления окружающей среды, нераспространения оружия. К концу века, при исчерпании ресурсов дешевого природного урана быстрые реакторы могут поддержать работу тепловых реакторов разных типов, предпочтительных для использования в тех или других секторах энергетики, путем их перевода в торий-урановый топливный цикл.
Анализ состояния ядерной энергетики, причин и последствий крупных аварий в гражданском ее секторе (TMI, Чернобыль, …), анализ темпов и уровня развития электроэнергетики в мире позволили к 1991 г. сформулировать общие требования к крупномасштабной ЯЭ на базе быстрых реакторов, перенеся главное внимание с высоких темпов развития ЯЭ (и воспроизводства) на безопасность, включая экологическую:
неограниченная обеспеченность топливными ресурсами за счет полного использования запасов природного урана
реализация свойств естественной безопасности, заключающейся в исключении аварий с радиационными выбросами, требующими эвакуации населения, при любых отказах оборудования, ошибках персонала и внешних воздействиях;
снижение долговременной радиационной опасности радиоактивных отходов (РАО) за счет замыкания топливного цикла со сжиганием (трансмутацией) в реакторе наиболее долгоживущих радионуклидов из ОЯТ и глубокой очистки РАО с достижением радиационного баланса между захораниваемыми РАО и извлекаемым из недр Земли ураном;
закрытие каналов распространения ядерного оружия путем исключения возможности использовать производства замкнутого топливного цикла для извлечения из облученного ядерного топлива материалов оружейного качества;
экономическая конкурентоспособность производства ядерной энергии, прежде всего, за счет снижения стоимости новых АЭС по сравнению с современными АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, а также снижения стоимости технологий замкнутого топливного цикла.
Более низкие, чем ожидалось прежде, темпы роста электрогенерирующих ядерных мощностей и накопление к настоящему времени тепловыми реакторами (ТР) больших количеств плутония, а также возможность старта быстрых реакторов (БР) на обогащенном уране позволяют отказаться от требования высокого темпа наработки плутония в быстрых реакторах, отдав предпочтение БР с умеренной энергонапряженностью активной зоны (на уровне современных ТР) и топливу равновесного состава с коэффициентом воспроизводства близким к 1, решению накопленных проблем ядерного топливного цикла, поддержке нераспространения ядерных материалов.
Диссертация посвящена обоснованию стратегии перехода ЯЭ России от современного состояния к крупномасштабной ЯЭ на базе БР, анализу возможных темпов и масштабов развития ЯЭ, разработке модели трансмутационного замкнутого топливного цикла (ЗТЦ), определению условий и доказательству реализуемости радиационной эквивалентности для развивающейся ЯЭ России, обоснованию подхода к технологической поддержке режима нераспространения применительно к ЗТЦ БР, разработке общих требований к радиохимическим технологиям ЗТЦ БР и ТР а также к составу подлежащих захоронению долгоживущих РАО, разработке технологических схем радиохимических технологий, другим вопросам реализации ЗТЦ. В диссертации представлены результаты комплексного анализа принципиальных составляющих (мощности ТР и БР, баланс основных топливных актинидов, баланс потребленных природных радиоактивных ресурсов (уран и торий) и долгоживущих РАО от переработки ОЯТ (радиационная эквивалентность). По комплексному решению указанных задач отечественных и зарубежных аналогов диссертация не имеет.
В основу анализа радиационного баланса ЗТЦ положен принцип радиационной эквивалентности, предложенный в начале 1990-х И.Х. Ганевым и Е.О. Адамовым. С участием автора в 1990-2000 г.г. было показано, что этот принцип при определенных условиях может быть реализован в ЯЭ. Общий подход к развитию ЯЭ России с переходом к широкомасштабной энергетики был сформулирован в Стратегия-2000, где одной из задач для формирования ЗТЦ ЯЭ ставилась реализация радиационной эквивалентности. Большая часть работ по теме диссертации автором выполнена в ходе реализации Основных задач Минатома России в 2000-2005 г.г.
Целью диссертации являлась разработка основ стратегии перехода от современного состояния, базирующегося на тепловых реакторах и длительном хранении ОЯТ, к трансмутационному ЗТЦ на основе быстрых реакторов и переработке всего объема ОЯТ с трансмутацией долгоживущих нуклидов в быстрых реакторах и реализацией радиационно-эквивалентного обращения с РАО. Показан потенциал развития БР с невысоким избыточным воспроизводством (КВА~1,05) вторичного топлива для различных сценариев ввода мощностей ТР и БР при старте БР на плутонии из ОЯТ ТР, так и на обогащенном уране. Основное внимание уделено первому пути развития мощностей БР (старт на плутонии из ОЯТ ТР), поскольку в этом случае решается задача ликвидации накопленного объема ОЯТ современной ЯЭ с трансмутацией долгоживущих нуклидов в БР и реализации радиационной эквивалентности. Второй путь рассмотрен для доказательства отсутствия ресурсных ограничений развития системы БР с невысоким избыточным воспроизводством для любых востребуемых энергетической ситуацией в РФ мощностей. Также цель диссертации была в разработке требований к радиохимической технологии ЗТЦ для реализации радиационной эквивалентности и технологической поддержки режима нераспространения, в разработке принципиальных технологических схем таких технологий применительно к пристанционному ядерному топливному циклу.
Научная новизна работы состоит в следующем:
впервые разработана методология комплексного материального и радиационного баланса топливного цикла ЯЭ России, методология применена для анализа сценариев развития ЯЭ России от современного состояния к широкомасштабной ЯЭ, реализующей радиационно-эквивалентное обращение с РАО;
впервые предложена модель трансмутационного ЗТЦ с набором мероприятий и численными критериями;
показано, что в рамках уран-плутониевого ТЦ радиационная эквивалентность сырьевых материалов и захораниваемых РАО устойчиво достигается при всех рассмотренных сценариях развития мощностей ТР и БР при реализации мероприятий трансмутационного ЯТЦ;
показаны физические преимущества трансмутации минорных актинидов (МА – Np, Am, Cm) в БР, исследованы особенности гомогенного (в составе топлива) и гетерогенного (в виде специализированных твэлов и ТВС) подходов к трансмутации МА;
исследованы физические характеристики и предложены принципиальные компоновочные решения для хранилища, осуществляющего долговременную контролируемую выдержку долгоживущих РАО перед захоронением;
исследована эффективность альтернативных по отношению к БР установок для трансмутации МА, показано, что при наличии БР, работающих в ЗТЦ, необходимости в дополнительных трансмутационных установках нет;
впервые сформулированы качественные и количественные критерии технологической поддержки режима нераспространения для технологий регенерации ОЯТ;
показано влияние на радиационный баланс долгоживущих РАО введения торий-уранового цикла в рассмотренные сценарии развития ЯЭ России;
показано, что прогнозируемые на основе экспериментальных и расчетных данных изменения сечений реакций топливных нуклидов, определяющих их накопление и увод, существенно не влияют на долговременные радиационные характеристики РАО, соответственно, не изменяют результаты по условиям достижения радиационной эквивалентности;
представлены результаты разработки принципиальных технологических схем и сравнительных технико-экономических исследований радиохимических технологий, отвечающих разработанным требованиям к технологиям широкомасштабной ЯЭ;
представлены основные результаты проектных работ по пристанционному ЗТЦ АЭС с опытно-демонстрационным реактором БРЕСТ-ОД-300, реализующим основные требования к ЗТЦ широкомасштабной энергетики на базе БР.
Практическая значимость работы состоит в следующем:
разработана модель перехода ЯЭ России от современного состояния к крупномасштабной ЯЭ, решающая проблему ОЯТ современной ЯЭ и реализующей радиоэквивалетный подход при обращении с долгоживущими РАО;
определены численные критерии формирования состава долгоживущих РАО, подлежащих длительному хранению и/или захоронению, для реализации радиационной эквивалентности;
показано, что систему БР можно эффективно развивать при старте БР на обогащенном уране с последующим переходом на собственный наработанный плутоний. Такое развитие позволяет развить мощность ЯЭ примерно в 5 раз больше, чем на ТР, при одинаковой ресурсной базе природного урана;
показана роль отдельных нуклидов и элементов в долговременном радиационном балансе ОЯТ тепловых и быстрых реакторов, выделены ключевые нуклиды, определяющие возможность достижения радиационной эквивалентности;
сформулированы и обоснованы требования к радиохимическим технологиям для крупномасштабной ЯЭ;
разработаны принципиальные технологические схемы радиохимических технологий, реализующих требования к крупномасштабной ЯЭ, получены результаты сравнительных ТЭИ этих технологических схем;
по результатам концептуальной разработки получены основные характеристики (объемы, компоновка, тепловая мощность, массы фракций РАО и др.) хранилища для контролируемой выдержки РАО перед захоронением, показывающие практическую реализуемость таких объектов в ядерной энергетике;
по результатам анализа баланса долгоживущей радиоактивности в ЗТЦ ЯЭ с торий-урановым циклом показано, что торий-урановый ЗТЦ по наработке долгоживущих актинидов не имеет преимуществ перед уран-плутониевым ЗТЦ;
разработаны принципиальные технологические схемы радиохимических технологий, реализующих требования к крупномасштабной ЯЭ, получены результаты сравнительных технико-экономических исследований (ТЭИ) разработанных технологических схем.
Личный вклад автора в результаты, представленные в диссертации, состоит в следующем:
автором предложена и обоснована модель трансмутационного ЗТЦ с набором мероприятий и численными критериями;
автором предложена методология и на ее основе выполнен комплексный анализ материального и радиационного баланса топливного цикла ЯЭ для сценариев развития ЯЭ России от современного состояния к широкомасштабной ЯЭ;
под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведено расчетное моделирование сценариев развития ЯЭ и влияния на ключевые показатели различных отклонений, доказана реализуемость радиационной эквивалентности при обращении с долгоживущими РАО;
автором совместно с В.В. Орловым (НИКИЭТ) и Б.Д. Рогозкиным (ВНИИНМ) разработаны требования к радиохимическим технологиям для крупномасштабной ЯЭ;
под научным руководством автора проведена разработка принципиальных технологических схем регенерации ОЯТ БР, отвечающих требованиям крупномасштабной ЯЭ, проведены сравнительные технико-экономические исследования (ТЭИ) шести технологических схем;
под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведено исследование различных подходов к трансмутации минорных актинидов (МА) в БР;
под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведена концептуальная разработка и получены основные характеристики хранилища для контролируемой выдержки РАО перед захоронением;
под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведена концептуальная разработка установок для трансмутации МА, автором проведено сравнение эффективности установок;
автором совместно с Л.И. Шибаршовым (РФЯЦ-ВНИИТФ) разработаны общие требования к технологической поддержке нераспространения в ЗТЦ БР, под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведен расчетный анализ характеристик ядерных материалов в ЗТЦ и определены численные критерии гарантий нераспространения;
по инициативе автора поставлены эксперименты и с его участием проведена обработка и расчетный анализ результатов по определению сечений топливных актинидов в рамках экспериментов на стендах БФС-1 и БФС-2 (ГНЦ РФ-ФЭИ) по исследованию характеристик БР со свинцовым теплоносителем, а также в экспериментах на БР-1.
под научным руководством автора и при его непосредственном участии проведен анализ влияния прогнозируемых на основе экспериментальных и расчетных данных изменения сечений реакций топливных нуклидов на долговременные радиационные характеристики РАО, соответственно, на условия достижения радиационной эквивалентности;
под научным руководством автора выполнен проект пристанционного ядерного топливного цикла АЭС с реакторной установкой (РУ) БРЕСТ-ОД-300.
Положения, выносимые на защиту:
модель трансмутационного ЗТЦ с набором ключевых мероприятий и численными критериями;
результаты комплексного анализа материального и радиационного баланса топливного цикла ЯЭ для сценариев развития ЯЭ России от современного состояния к широкомасштабной ЯЭ, реализующей радиоэквивалентное обращение с РАО;
требования к радиохимическим технологиям для крупномасштабной ЯЭ;
результаты разработки принципиальных технологических схем регенерации ОЯТ БР, отвечающих требованиям крупномасштабной ЯЭ, и сравнительных ТЭИ шести технологий;
результаты анализа элементов трансмутационного ТЦ, включая альтернативные подходы к трансмутации МА;
общие требования к технологической поддержке нераспространения в ЗТЦ БР, результаты расчетного анализа характеристик ядерных материалов в ЗТЦ и численные критерии гарантий нераспространения;
результаты анализа влияния прогнозируемых изменений сечений реакций топливных нуклидов на долговременные радиационные характеристики РАО, соответственно, на условия достижения радиационной эквивалентности.
Достоверность и обоснованность научных положений диссертации определяется использованием общеизвестных расчетных методик для характеристик РУ, верификаций нейтронных сечений, используемых в разработанной автором методике для анализа накопления в ЗТЦ долгоживущих нуклидов, сравнением расчетных и экспериментальных результатов.
Апробация диссертации и публикации. Представленные в диссертации результаты докладывались на российских и зарубежных конференциях (в том числе, конференциях МАГАТЭ) и семинарах, опубликованы в 22 статьях в журнале «Атомная энергия», входящем в перечень ведущих рецензируемых научных изданий, рекомендованных ВАК, в сборниках докладов российских и международных конференций, в двух монографиях, энциклопедии «Машиностроение» (том «Машиностроение ядерной техники»), отчетах и препринтах НИКИЭТ. По теме диссертации получено 3 патента.
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 9 глав и заключения. Общий объем диссертации 314 стр., включая 59 таблиц и 98 рисунка. Список использованных источников содержит 128 наименования.
Общие требования к замкнутому топливному циклу
Ядерная энергетика как самостоятельное направление развитие энергетической отрасли развивается с пятидесятых годов прошлого века - с создания и пуска Первой в мире АЭС в г. Обнинске в 1954 г. В своем развитии ядерная электроэнергетика опирается на: 1) физические особенности взаимодействия нейтронов с веществом; 2) ресурсы делящихся и сопутствующих материалов, 3) научные знания, комплекс технологий и конструктивных решений; 4) долгоживущие РАО и нерешенность проблемы их безопасной утилизации, 5) квалифицированные кадры, 6) необходимые организационные структуры; 7) политические решения. Вся совокупность отмеченного выше необходима для успешного развития, но ключевым элементом является правильный выбор физических принципов при создании ядерных реакторов.
Выбор спектра нейтронов в активной зоне ядерного реактора определяет принципиальную возможность решить в совокупности отмеченные выше проблемы 2-4. Физические особенности взаимодействия быстрых (примерно 2 МэВ - средней энергии нейтронов, рождаемых при делении ядер) и тепловых (0,025 эВ) нейтронов с ядрами основных топливных нуклидов /6,7/ приведены в таб. 1.1. Если отвлечься от малосущественных ядерных реакций, то нейтронный баланс определяется реакциями деления (Gf) и радиационного захвата (ас), а также выходом нейтронов на одно деление (v). Рассчитанный на их основе выход нейтронов на одно поглощение нейтрона нуклидом BH=vof/(Gc+af), а также избыток нейтронов ИН=ВН-1 (один вторичный нейтрон из образовавшихся при поглощении нуклидом первичного нейтрона необходим на поддержание цепной реакции) демонстрирует возможности изотопов в быстрой и тепловой областях энергий нейтронов. Данные табл. 1.1 позволяет сделать ряд выводов: 1) быстрыми нейтронами делятся все рассмотренные нуклиды и ВН у всех нуклидов (за исключением 232Th) выше 2,3; 111 01 110 0/11 2) тепловыми нейтронами делятся лишь U, U, Ри и Ри - далее делящиеся (нейтронами любых энергий) нуклиды, 236U, 238U, 240Pu поглощают нейтроны без деления; 3) у делящихся нуклидов ВН и ИН существенно выше для быстрых нейтронов; в этой области энергий нейтронов у изотопов плутония ВН и ИН выше на 0,43- 0,63 соответствующих величин изотопов урана; 4) для тепловых нейтронов наиболее высокие ВН и ИН у изотопа U, у U, Ри и 241Ри эти величины примерно на 0,13 ниже и составляют для каждого примерно 2,1 и 1,1 соответственно; 5) сечения ядерных реакций в области быстрых нейтронов примерно на 2 порядка ниже, чем для тепловых нейтронов, это должно приводить к существенно более высоким удельным загрузкам делящихся нуклидов в активную зону быстрых реакторов.
Выводы 1-3 говорят о том, что для реализации процессов, связанных с поглощением избыточных (сверх необходимых для поддержания цепной реакции) нейтронов более выгодны установки с быстрыми нейтронами и с топливом на основе изотопов плутония. К таким процессам в первую очередь следует отнести производство вторичных делящихся изотопов урана и плутония и трансмутация долгоживущих ядер и т.д.
В реально существующих и проектируемых установках, содержащих конструкционные материалы, теплоноситель, компоненты топливной матрицы, рождаемые при делении быстрые нейтроны рассеиваются, поглощаются и т.д., и как следствие - энергетический спектр нейтронов «смягчается». В результате невозможно реализовать только быстрый или только тепловой спектр нейтронов, нейтроны всех энергий присутствуют в активной зоне установки. Можно лишь говорить о преимущественном делении топлива быстрыми (с энергией выше 0,1 МэВ) или тепловыми (энергия ниже 1 эВ) нейтронами, соответственно по этому признаку разделяются быстрые и тепловые реакторы. Размывание энергетических границ спектра нейтронов изменяет и сечения реакций по сравнению с приведенными в табл. 1.1. В табл. 1.2 приведены результаты расчетов сечений реакций деления и поглощения основных изотопов урана и плутония, усредненных по спектру плотности потока нейтронов в активной зоне быстрого (БРЕСТ-1200) и теплового (ВВЭР-1000, РБМК-1000) реакторов.
На основании этих результатов можно отметить следующее: 1) в быстром реакторе (БР) за счет делений только урана-235 воспроизводства плутония с KB 1 (коэффициент воспроизводства - отношение количества воспроизведенных делящихся ядер плутония к количеству сгоревших ядер урана-235 или делящихся ядер плутония) достичь невозможно; 2) в быстром реакторе с уран-плутониевым топливом (содержащем топливо, теплоноситель и конструкционные материалы в соотношении, характерном для технически проработанных конструкций, т.е. со спектром, заметно «смягченным по сравнению со спектром деления)) воспроизводство плутония с KB 1 возможно, при этом KB 1,5 в идеализированном реакторе; если же учесть поглощение в конструкционных материалах, теплоносителе, продуктах деления, утечку - то величина KB будет меньше. На основании сечений таблицы 1.2 можно рассчитать равновесные концентрации изотопов плутония по отношению к 238U из уравнений выгорания изотопов уран-плутониевой цепочки (238U- 239Pu- 240Pu- 241Pu- 242Pu) типа dpi/dt = CTci.rpi.i - рг(стСі + cFf) -Ф - Я.І-РІ, (1.1) где pi и pi.-, - ядерная концентрация текущего нуклида и его предшественника в цепочке превращений; Ф - плотность потока нейтронов; А,; - постоянная распада нуклида "і" (важен учет распада 241Ри). Для равновесного состояния производная по времени равна «0», соответственно на основе (1.1) можно получить простые формулы для расчета соотношений между равновесными концентрациями нуклидов в представленной выше цепочке. Результаты расчетов приведены в табл. 1.3. Отметим некоторые важные результаты:
Анализ влияния сценариев развития мощностей ЯЭ, накопление долгоживущих радионуклидов и трансмутации их в замкнутом топливном цикле быстрых реакторов
Возможности развития системы быстрых реакторов и трансмутация долгоживущих актинидов их в замкнутом топливном цикле были продемонстрированы в рамках научного обоснования стратегии развития ЯЭ России /20-22, 43-46/. Они базировались на графике ввода мощностей АЭС, представленном в /1/. Последние решения по развитию ЯЭ России 191 декларировали существенно увеличение темпа ввода мощностей тепловых реакторов после 2010 г., при этом намеченный в /1/ ввод мощностей ТР до 2010 г. не выполнен. По поводу стратегии ввода мощностей быстрых реакторов за исключением БН-800 в 191 ничего не говорится, поэтому для расчетных исследований, описанных ниже, был принят подход, декларированный в /1/ - ввод серийных быстрых реакторов после 2030 г.
Для анализа возможности развития системы быстрых реакторов (БР) и реализации в ЯЭ России трансмутационного топливного цикла /49/ были рассмотрены 2 сценария развития системы БР, являющиеся продолжением рассмотренных выше в п.3.2 сценариев 2 и 3: сценарий 4 - ТР строятся в соответствии с графиком, представленным в 191, после 2020 г. вводятся по 2 ТР до исчерпания 690 тыс. тонн природного урана; начиная с 2030 г. вводится по одному реактору типа БРЕСТ-1200 /8/ сценарий 5 - ТР строятся в соответствии с графиком, представленным в 191, после 2020 г. вводятся по 2 ТР до 2050 г. (940 тыс. тонн природного урана); начиная с 2030 г. вводится по одному реактору типа БРЕСТ-1200.
В расчетах предполагалось, что: начальные загрузки БР формируются из плутония и МА, извлеченных из переработанных ОЯТ ТР, длительность выдержки ОЯТ ТР не менее 3 лет, переработка ОЯТ ТР начинается в 2029 г.; если на рассматриваемый год необходимой для запуска БР массы плутония в ОЯТ ТР нет, то в этот год БР не вводится; избыточная наработка плутония в БР идет на развитие системы БР; кампания топлива в БРЕСТ-1200 5 лет, длительность внереакторной части топливного цикла 2 года (1 год выдержка ОЯТ), коэффициент воспроизводства в БРЕСТ-1200 1,05; система реакторов БРЕСТ-1200 развивается до суммарной мощности 200 ГВт и действует длительное время; при переработке ОЯТ ТР и БР образуются РАО, в которые попадают следующие доли элементов от полной массы переработанного ОЯТ: Sr, Тс, I, Cs - 0,1%, U, Pu, Am, Cm - 0,1%, остальное - 100% ; для ТР рассмотрены случаи с глубиной выгорания топлива ВВЭР-1100 4,0% и 6,5% (см. п.3.2 выше).
Результаты расчетов по двум сценариям для двух вариантов глубины топлива реактора ВВЭР-1100 приведены на рис.3.2.10-3.2.20.
Темп ввода БР на начальном этапе для всех рассмотренных вариантов одинаков, однако по мере исчерпания плутония темп ввода для вариантов с увеличением глубины выгорания ОЯТ ТР падает (табл.3.2.2). Если к 2050 г. во всех варианта количество введенных БР одинаково, то к 2100 уже различается. Для варианта с глубиной выгорания ОЯТ ВВЭР-1100 10% (минимальное количество плутония в ОЯТ ТР) предельная мощность 199,2 МВт в сценарии 4 к концу рассмотренного варианта составляет 190,8 МВт, т.е. определенный предел развития системы БР не достигается. Увеличение темпа ввода с 1 до 2 БРЕСТ-1200 в год эффективно только для варианта с глубиной выгорания ОЯТ ВВЭР-1100 4,0% (рис.3.2.12), для остальных вариантов (например, рис. 3.2.16) в ОЯТ ТР нет необходимой массы плутония для ввода второго БР.
Развитие системы БР на базе ОЯТ ТР практически ликвидирует ОЯТ ТР к моменту окончания работы последнего ТР. Соответственно весь плутоний и МА, наработанные в ОЯТ ТР, включаются в замкнутый цикл БР и там «сжигаются». Важно отметить, что все МА из переработанных ОЯТ ТР совместно с плутонием могут быть включены сразу в стартовые загрузки БР, поскольку предел 5MA/PU=0 35 ДЛЯ ЭТОЙ ситуации не превышается (см. табл.3.2.1). Например, если отработавшее топливо тепловых реакторов не будет переработано к 2100 г., то в нем будет содержаться 1370 т плутония, 88 т нептуния, 199 т америция и 1,2 т кюрия (сценарий 4, глубина выгорания ОЯТ ТР 4,0%), что приведет к их отношению 0,21 и возможному суммарному содержанию Np, Am и Cm в топливе БРЕСТ 2,9%, если это топливо будет изготовлено из этой массы Pu, Np, Am и Cm с сохранением соотношения между ними.
Динамика изменения суммарного содержания Np, Am и Cm (стартовое содержание в топливе 3% т.а.) в рециклируемом топливе реактора БРЕСТ показана в таблице 3.2.3. Уже после трех рециклов их содержание снижается до 1,1% и при дальнейших рециклах стремится к равновесному уровню минорных актиноидов примерно 0,7%.
Ликвидация ОЯТ ТР и замена их на РАО от их переработки и регенерации ОЯТ БР приводит к тому, что в ЯЭ становится возможным достижение радиационной эквивалентности при относительно невысоких длительностях выдержки РАО. Иными словами, при развитии системы БР по изложенному сценарию реализуется трансмутационный замкнутый топливный цикл ЯЭ. Так на рис.3.2.13, 3.2.17 и 3.2.20 приведены графики изменения ПБО долгоживущих РАО, накопленных от переработки ОЯТ ТР и БР к 2200 г. в рассмотренных сценариях. Радиационная эквивалентность с потребленным природным ураном достигается через 150- 500 лет выдержки РАО.
Возможности дополнительного развития быстрых реакторов на обогащенном уране Особенностью быстрых реакторов является возможность начала их работы на обогащенном уране с последующим переходом при замыкании топливного цикла на наработанный в них же плутоний. Это позволяет развить практически любые требуемые мощности при существенно меньшем расходе природного урана по сравнению с тепловыми реакторами.
Расчетные оценки показывают, что для запуска одного реактора БРЕСТ-1200 необходимо 93,6 т обогащенного до 13% по изотопу U урана (с учетом подпитки до выхода в стационарный режим работы на собственном плутонии), т.е. примерно 1950 т природного урана. После окончания переходного периода реактор работает весь срок на собственном плутонии и отвальном уране.
Если сравнить с ВВЭР (для оценок приняты 12 тыс. т природного урана для ВВЭР-1200) равной мощности, то для БРЕСТ-1200 потребность в природном уране на весь срок службы в 6 раз меньше. По разным соображениям, включая сохранения минимальных запасов реактивности в переходный период работы БР до перехода на собственный плутоний, желательно создавать начальные загрузки на топливе, состоящем из урана с обогащением 4-6% и плутония, а не на чистом обогащенном уране.
Если в сценарий 4 ввести ограничение на развитие тепловых реакторов и после 2030 г. ВВЭР не строить, то для построенных ВВЭР на весь срок их службы потребуется при принятых характеристиках 543 тыс. т природного урана, т.е. из принятого ресурса 690 тыс. т неиспользованными останутся 147 тыс. т. Этих ресурсов достаточно для ввода 75 БРЕСТ-1200. Возможная динамика развития мощностей быстрых реакторов при использовании для их ввода природного урана с вводом четырех реакторов БРЕСТ-1200 в год после 2030 г. (сценарий 6) приведена на рис.3.2.21. К концу 2050 г. суммарная мощность быстрых реакторов 109 ГВт, 2100 г. - 288 ГВт, 2129 г. (за 100 лет развития) - 382 ГВт. В этом сценарии максимальное годовое потребление природного урана 12 тыс. т будет в 2030 г., с 2031 г. до 2050 г. ежегодно будет потребляться более 10 тыс. т. (рис.3.2.22). Поскольку обогащенный уран требуется только для начала работы, а далее быстрые реакторы будут эксплуатироваться на воспроизводимом плутонии, то влияние стоимости природного урана на их экономические показатели за весь срок службы не столь существенно, как для тепловых реакторов. Поэтому для начала можно использовать природный уран более высокой стоимости, т.е. ресурсы природного урана могут быть существенно расширены по сравнению с рассмотренным случаем.
Кроме остатков природного урана, делящегося изотопа 235U много и в ОЯТ реакторов ВВЭР. Для выгорания топлива ВВЭР 4,0% т.а. (что справедливо для большей части хранящегося сегодня ОЯТ ВВЭР-1000) содержание 235U в отработанном топливе 1,1—1,2% по массе. Из него можно изготовить 7330 т урана обогащением 13% (содержание U в отвале 0,1% по массе). Наличие U не будет существенным ограничением для использования этого урана в быстром реакторе, т.е. на уране, выделенном при переработке отработанного топлива тепловых реакторов, можно дополнительно пустить 78 реакторов БРЕСТ-1200. Для развития быстрых реакторов могут быть использованы делящиеся уран и плутоний из сокращаемых ядерных вооружений.
Роль отдельных нуклидов и элементов в долговременном радиационном балансе
Хранилище - это объект повышенной опасности и должно располагаться под землей, на глубине, достаточной для надлежащей защиты размещенных отходов от внешних событий и процессов. Принципиально могут быть рассмотрены два варианта размещения хранилища - в горном массиве (рис.4.5.3) и под землей в равнинной местности (рис.4.5.4). Они имеют свои преимущества и недостатки. Но в целом их конструкции могут быть одинаковы и отличаться в основном транспортными элементами (вертикальные шахты с лифтами или горизонтальные тоннели с рельсовым или автомобильным транспортом) и системами контура воздушного охлаждения.
Для рассматриваемой в данной работе ядерной энергетики с электрической мощностью 85 МВт хранилище ДВАО представляет собой подземную выработку с размерами в плане 90x180 м и высотой 25 м. Помещение хранилища разделено на секции и подсекции, в которых размещены контейнеры с радиоактивными материалами. По уровню тепловыделения секции делятся на две группы:
Первая - секции с высоким энерговыделением (кюриевая, стронциевая и цезиевая). Для этих секций требуется дублирование системы охлаждения с быстродействующим переключением на дублирующую при аварии основной. А также требуется периодическое регулирование (один раз в 5-10 лет) потока охлаждающего воздуха, например, изменением проходного сечения подводящих каналов. К этой же группе можно отнести и секцию ДВАО, для которой также требуется регулировать теплоотвод в первые годы хранения.
Вторая - секции с низким энерговыделением (нептуниевая, технециевая и йодная), не требующие регулирования теплоотвода и быстрого переключения на дублирующую систему охлаждения.
Каждая из секций разделена на 10 подсекций (кюриевая секция - на 5 подсекций), различающихся временем выдержки РАО. В пределах подсекции все контейнеры имеют одинаковое энерговыделение. Стратегия заполнения секций представлена в разд.4.5.2.
Подсекции представляют собой разделенные бетонными стенками помещения с верхней крышкой, которая снимается при загрузке и выгрузке контейнеров с радиоактивными материалами и ремонтных работ. Контейнеры имеют шестигранную форму и устанавливаются вертикально с зазором для похода воздуха. Циркуляция воздуха осуществляется сверху вниз. Имеются подводящий канал с шибером и отводящий канал. Примерное устройство секции представлено на рис. 4.5.3 и 4.5.4, схема расположения секций и вертикальное сечение хранилища представлены на рис.4.5.5 и 4.5.6.
Подвод воздуха для охлаждения хранилища производится через заборное устройство на поверхности земли, снабженное фильтровальной камерой для ультратонкой очистки газов от аэрозолей. Далее воздух направляется через шахту в вентиляционные каналы охлаждения низко - и высокотепловыделяющих секций. Отвод воздуха производится через отводные каналы, фильтры и далее в выбросную трубу с ориентировочной высотой над уровнем земли -150 м. При этом воздух от низкотепловыделяющих секций поступает в межстеночное пространство галереи, служа тем самым хладоагентом для внутренней стенки галереи, нагретой горячим воздухом, отводимым от высокотепловыделяющих секций. Вытяжная труба выполнена в виде коаксиальных цилиндров, при этом более горячий воздух поднимается по внутреннему пространству внутренней трубы, а более холодный -в межцилиндровом пространстве.
Предполагается, что корпус хранилища будет многослойным, со слоями, осуществляющими различные защитные функции: Внешний слой, прилегающий к вмещающей породе, может быть выполнен из каменного литья /61/. Этот материал обладает такими свойствами как долговечность, сравнимая с долговечностью базальтов, высокая механическая прочность в сочетании с достаточной пластичностью, крайне низкая водопроницаемость, физико-химическая стойкость к внешним воздействиям. Способ получения каменного литья достаточно технологичен и позволяет получать монолит практически любой конфигурации из дешевого и весьма распространенного сырья.
Второй слой, прилегающий к каменному литью, может быть выполнен из застывшей смеси расплавленного металла с минеральным наполнителем /67/.
Подбирая металлы и минеральные добавки, можно получать относительно дешевые и долговечные строительные материалы с наперед заданными свойствами. Этот материал, совместимый по физико-химическим свойствам с каменным литьем, обладает высокой тепло- и гидроизолирующей способностью и радиационной стойкостью.
Третьим слоем служит железобетонный монолит. В мировой строительной практике существует на сегодняшний день достаточное количество объектов, сохраняющих свои функциональные свойства на протяжении полутора столетий (с тех пор, как известен железобетон), причем в достаточно жестких рабочих условиях при воздействии природных и техногенных факторов. К этим объектам можно отнести подземные и подводные транспортные тоннели, плотины гидроэлектростанций, фундаменты массивных сооружений, здания повышенной высотности и т.п.
Для повышения долговечности железобетонных конструкций в условиях долговременного воздействия воздушных потоков поверхности секций, вентиляционных труб и каналов облицованы листовой нержавеющей сталью О8Х18Н10Т толщиной 3-5 мм.
Существенной проблемой для рассматриваемого хранилища является выбор и обоснование материалов для длительного хранения фракций ВАО. Работы по созданию и исследованию ведутся достаточно давно, на основании /54, 68-72/ могут быть рекомендованы материалы, представленные в табл. 4.5.22. Это устойчивые матричные материалы с высоким наполнением радиоактивной компонентой, с долговременным сохранением ими механической прочности и стойкости к выщелачиванию РН.
Масштаб погрешности эффективных нейтронных сечений актинидов для БР по экспериментам 1999-2004 годов
Замкнутый топливный цикл торий-урановых реакторов Рассмотрен вариант развития системы реакторов ВВЭР-Т, работающих в замкнутом топливном цикле. Как и в случае открытого цикла, уран-233 нарабатывается с 2030 года в бланкетах реакторов БРЕСТ-1200, он выделяется при переработке ОЯТ и направляется на склад. Ввод ВВЭР-Т начинается с 2050 года. После даты старта торий-урановой энергетики проверяется наличие на складе необходимой массы урана-233 для создания критической загрузки ВВЭР-Т. Если уран-233 имеется, то вводится один реактор в год. При этом из общей массы урана-233 на складе вычитается масса урана-233, идущая на ежегодную подпитку уже существующих реакторов. Если же массы урана-233 на складе не будет хватать даже на ежегодную подпитку, то определяется количество реакторов, которые временно приостанавливают работу.
Рассмотрено развитие и длительная работа системы ВВЭР-Т до 3748 года. Уран-плутониевая энергетика полностью повторяет этапы развития, изложенные выше. В рассматриваемом сценарии для БРЕСТ, нарабатывающих уран-233 для критических загрузок и ежегодных подпиток, принято КВЗ=0,1. Собственный коэффициент воспроизводства в ВВЭР-Т равен 0,8, принято время внешнего топливного цикла 1 год. Ежегодно перегружается 1/3 активной зоны ВВЭР-Т.
Интегральные характеристики развития торий-урановой энергетики представлены на рис.6.14-6.17. К 2100 году может быть развита суммарная мощность ВВЭР-Т 21 ГВт, на равновесный по отношению к уран-плутониевой (БРЕСТ) энергетике уровень 63 МВт система ВВЭР-Т выходит к 2170 году и далее мощность системы колеблется в пределах 62- 65 МВт (стационарная стадия работы). Колебания мощности обусловлены колебаниями полной массы урана-233 в системе, необходимой для ежегодной подпитки и создания вновь вводимых ВВЭР-Т для замены выводимых по истечению срока службы.
Для оценки возможности достижения радиационного баланса в рамках рассматриваемого сценария развития ЯЭ рассчитаны ПБО долгоживущих РАО для трех временных точек ее развития: 2100 и 2200 годы и 3748 год. Дополнительно к банку данных по долгоживущим РАО от уран-плутониевой энергетики добавлен банк данных по всем партиям долгоживущих РАО от ежегодной переработки ОЯТ ВВЭР-Т, для всех РАО производится ежегодная корректировка нуклидного состава, обусловленная радиоактивными распадами. В состав долгоживущих РАО на заданный год включаются все партии РАО от переработки ОЯТ ТР и БР (уран-плутониевая энергетика) и ОЯТ ВВЭР-Т, которые накоплены к рассматриваемой временной точке с учетом их текущего нуклидного состава. Состав долгоживущих РАО от U-Pu энергетики описан в разл.З, для Th-U энергетики в процессе регенерации ОЯТ формируются РАО следующего состава: 0,1% Th, U, Np, Pu, Am, Cm; 1% Cs, Sr, Tc, I;
100% всех остальных нуклидов из перерабатываемого ОЯТ. Выделяемые из ОЯТ ВВЭР-Т нептуний, плутоний и америций направляются в топливный цикл БРЕСТ для трансмутации, кюрий направляется на временное хранение с последующей трансмутацией продуктов распада в ТЦ БРЕСТ, торий и уран обращаются в замкнутом ТЦ ВВЭР-Т. Ежегодно из каждого реактора ВВЭР-Т выгружается 27,2 кг плутония, 25,8 кг нептуния, 1,12 кг америция, 0,77 кг кюрия и 1,53 кг протактиния, последний полностью направляется в отходы в рассматриваемой модели ТЦ. В целом для Th-U энергетики в стационарном режиме работы ежегодно нарабатывается 3458 кг трансурановых элементов. Это составляет примерно 0,1% от массы ежегодно перегружаемого топлива системы реакторов БРЕСТ и может быть без нарушения характеристик безопасности размещено для трансмутации в регенерированном топливе этих реакторов.
Для каждой их указанных выше временных точек для долгоживущих РАО U-Pu и Th-U систем и их суммы рассчитывалось изменение ПБО от времени выдержки. Результаты представлены на рис. 6.18-6.19. В начальный период выдержки различие в ПБО U-Pu и Th-U систем примерно соответствует различию в мощности систем - для равновесной энергетики (после 2170 года) 300/63 «5/1 (рис.6.18). По мере выдержки характер изменения ПБО РАО U-Pu и Th-U систем существенно изменяется. ПРО РАО U-Pu системы монотонно убывает по мере выдержки. ПРО РАО Th-U системы практически не изменяется при выдержках 200-И 0000 лет. Это обусловлено накоплением продуктов распада изотопов урана. Но поскольку относительное содержание урана в РАО не велико, то нет отмеченного в 6.1 возрастания ПБО при выдержках 400-И О5 лет. В интервале выдержки от 100-ПООО лет до 4-105-И06 лет (для разных этапов работы ЯЭ) ПБО РАО Th-U системы выше ПБО РАО U-Pu системы. Длительность превышения увеличивается для отдаленных этапов работы ЯЭ, при которых происходит относительное повышение полной массы изотопов 233U, 234U и 231Ра в РАО.
Рассмотрим радиационный баланс всей массы РАО (рис.6.19). ПБО потребленного природного урана составляет 1,64-1010 Зв (при начале соизвлечения тория и радия совместно с ураном после 2030 года), природного тория - 7,54-106 Зв (2100 год), 3,5-107 Зв (2200 год) или 3,56-108 Зв (3748 год). Как видно, ПБО потребленного природного тория мало, даже в последнем случае составляет примерно 2% от ПБО природного урана. Это объясняется относительно невысоким ПБО тория 4189 Зв/т (с учетом всей равновесной цепочки радиоактивных распадов) и малой массой потребленного тория - 8,51-Ю4 тонн по сравнению с 5,76-105 тонн потребленного природного урана. Для долгоживущих РАО, накопленных к 2100, 2200 и 3748 годам время достижения радиационного баланса составляет 120, 8000 и 300000 лет соответственно. Для РАО, накопленных к 2200 году, строгий баланс достигается через 8000 лет выдержки, но уже через 400 лет выдержки дисбаланс составляет всего 1,89, через 1000 лет - 1,46.
