Структура замкнутого ЯТЦ в новой технологической платформе
В.И.Калинкин, А.В.Серов, Н.П.Шафрова, ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ»
Даётся историческая справка развития ядерной энергетики (её перерабатывающей части) с момента пуска первого радиохимического завода, дана оценка потенциальных возможностей развития перерабатывающих мощностей (заводов РТ-1, РТ-2, РТ-3, РТ-БН).
Рассматривается роль и место замкнутого топливного цикла в РФ на период до «Чернобыльской аварии», недостатки принятых технологических схем, определены задачи по обеспечению безопасности в условиях развития атомной энергетики на новом этапе, в том числе замкнутого ЯТЦ с реакторами на быстрых нейтронах, максимальной минимизации отходов (их кондиционирования, последующей трансмутации). Рассматриваются вопросы создания современного центра по переработке ОЯТ и обращению с РАО с ориентацией на окончательное их удаление в рамках новой технологической платформы.
Введение
Замыкание ядерного топливного цикла (ЯТЦ) было признано стратегическим направлением развития атомной энергетики России с самого начала её развития. Главной целью замыкания ставилось достижение максимального энергетического потенциала природного ядерного топлива за счёт рецикла урана и плутония с обеспечением безопасной изоляции биосферы от продуктов деления (осколков) и неиспользуемых радионуклидов, их возможной в последующем трансмутации в реакторах третьего поколения.
Исходя из этой задачи, в 1977 г. на ПО «МАЯК» был пущен в эксплуатацию завод (РТ-1) по переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Завод РТ-1 рассматривался как опытно-промышленная база радиохимической переработки и предусматривал регенерацию широкой номенклатуры ОЯТ (реакторов ВВЭР-440, БН-350, БН-600 и транспортных ЯЭУ различного типа) с производительностью 40 т/год по перерабатываемому урану ОЯТ реакторов ВВЭР-440, за короткое время производительность завода была доведена до 200 т/год (I комплекс завода). В объёме II комплекса была показана возможность доведения производительности завода до 400-600 т/год (пуск 3-ей цепочки резки-растворения в зд. 101а и экстракционной очистки урана в зд. 171, пуск комплекса 120/12 – отверждение высокоактивных отходов).
В конце семидесятых годов перед отраслью была поставлена задача: доведение суммарной электрической мощности в стране только за счёт атомной энергетики до 300 ГВт (электрических), и как следствие, увеличение мощностей завода РТ-1 и создание нового многотоннажного комплекса завода РТ-2 на ГХК.
В середине 80-х годов была выпущена рабочая документация выделения III комплекса завода РТ-1 по переработке топлива от АЭС ВВЭР-1000 (400 т/год) и РБМК-1000, 1500 (700 т/год) в зданиях 801А (хранилище и 4-5 цепочки резки-растворения), 802 север с реконструкцией на площадях завода по переработке ОСУБ, выведенных из эксплуатации.
Таким образом, мощность завода РТ-1 к концу 80-х годов оценивалась в 1600 т/год по перерабатываемому урану от АЭС ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, 1500.
Строительство здания 801А и реконструкция зд. 802с было приостановлено (не достроено).
Пуск завода РТ-2 был намечен в 1986 году. К середине 80-х годов на 80 % была выпущена документация завода РТ-2 на ГХК и на 60 % выполнено строительство завода, предусматривающего переработку топлива ВВЭР-1000, РБМК-1000, 1500, АСТ-500, мощностью по перерабатываемому сырью 1500 т/год. Позднее из номенклатуры завода было исключено топливо АСТ-500 и РБМК-1000, 1500 по различным причинам (технологии и прекращения строительства АСТ-500). Для топлива РБМК была принята концепция расширения «мокрых» хранилищ при АЭС и в дальнейшем организация «сухого» хранения на базе завода РТ-2. При выполнении рабочей документации завода РТ-2 была показана принципиальная возможность увеличить производительность завода до 3000 т/год по перерабатываемому урану от реакторов ВВЭР-1000 за счёт резервов заложенного оборудования и технологических схем.
ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ» в 80-х годах разработал схему развития СХК с организацией в составе комбината – завода РТ-3, мощностью до 3000 т/год по перерабатываемому урану от реакторов ВВЭР-1000, с предполагаемым пуском нового завода в 2000 году. Одновременно был выпущен проект организации завода РТ-БН для переработки топлива реакторов на быстрых нейтронах в режиме бридер для существующих на тот момент реакторов БН-300, БН-600 и вновь проектируемых для Уральского региона 2-х блоков БН-800 и одного блока БН-1600. Эти работы в дальнейшем не имели продвижения, хотя организация завода РТ-3 на СХК имеет определённые достоинства в части наличия необходимых мощностей по разделительным, обогатительным и сублиматным мощностям с точки зрения замыкания топливного цикла по линии урана и плутония.
Для всех заводов регенерации была заложена цельно-экстракционная схема пурекс-процесса разработки ФГУП «ВНИИНМ» и ФГУП «РИ им. В.Г.Хлопина», включая в себя многоцикловую схему, обеспечивающую высокие коэффициенты очистки и извлечения по целевым продуктам (109 и 99,99-99,95 % соответственно). Схемы предполагают широкий спектр извлечения: от U, Pu, Np до МА и выделения в отдельные потоки отходов всех уровней.
Внедрение ПУРЕКС-процесса явилось переходным этапом от малопроизводительных осадительных схем на заводах наработки материала к высокопроизводительным непрерывным схемам, применяемым на заводе типа РТ.
Конечными продуктами заводов предусматривались:
- плав гексагидрата нитрата уранила, направляемый на изготовление топлива;
- диоксид плутония, направляемый на заводе РТ-1 на временное хранение, а на заводе РТ-2 - на изготовление МОКС-топлива для реакторов ВВЭР-1000 (через таблеточную технологию);
- диоксид нептуния.
Наряду с преимуществами принятой технологии для организации крупномасштабной регенерации ОЯТ, основным её недостатком являлось:
- нерешённый вопрос по использованию высокофонового плутония;
- не в полном объёме задействовано использование Np-237;
- не решён вопрос по использованию малых актиноидов, стронция, цезия, по обращению с в/а летучими соединениями;
- большие объёмы высокоактивных отходов (до 7-8 м3/тонну вплоть до 12 м3/тонну, в зависимости от перерабатываемого сырья);
- в настоящее время Pu, Np и МА отнесены в разряд высокоактивных отходов наряду с жидкими отходами (ВАО), при этом для каждого вида отходов требуются свои подходы по обращению;
- не в полной мере выполняются требования по нераспространению;
- топливный цикл по перечисленным выше целевым продуктам фактически разомкнут, за исключением урана.
В связи с замедлением в конце 80-х годов темпов развития ядерной энергетики («Чернобыльский» синдром) проектирование и строительство завода РТ-2 было приостановлено. К этому времени появились новые приоритеты в реализации ЯТЦ:
- минимизация РАО, образующихся при регенерации, со снижением их альфа–активности извлечением малых актинидов для последующей их трансмутации;
- обеспечение максимума барьеров для нераспространения искусственных делящихся материалов (особенно плутония);
- организация переработки ОЯТ с временем выдержки 10 и более лет и с повышенным выгоранием топлива до 65 МВт•сут на тонну.
«Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» отмечает, что одной из задач обеспечения намеченных темпов ввода новых мощностей АЭС является воспроизводство делящихся материалов и она решается строительством быстрых реакторов и вовлечением в топливный цикл плутония и МА.
О масштабах потенциальной опасности выделяемых плутония (с точки зрения распространения ядерных материалов) и малых актинидов (с точки зрения экологии) свидетельствуют следующие цифры: только от переработки топлива за 10 лет от реакторов ВВЭР-1000 в России будет накоплено до 185 т плутония; нептуния - 10 т; америция и кюрия - 10 т.
Захоронение указанных количеств малых актинидов (америция и кюрия) в геологические формации совместно с продуктами деления противоречит объявленному принципу радиационно-миграционной эквивалентности захораниваемых РАО и поэтому рассматривается сценарий ядерной энергетики и ЯТЦ с совместным рециклом плутония и малых актинидов. В отходах, подлежащих окончательному захоронению для обеспечения эквивалентности, содержание актинидов не должно превышать 0,1%.
Одним из вариантов реализации такого сценария является возможность создания ядерно-энергетических комплексов, включающих быстрые реакторы, производства регенерации ОЯТ и изготовления вторичного уран - плутониевого топлива с примесью малых актинидов для реакторов типа БН.
В реакторах БН-800 может быть использован высокофоновый плутоний и проведена трансмутация малых актинидов, полученных при регенерации ОЯТ ВВЭР-1000. МОКС-топливо с гомогенной загрузкой смеси актинидов позволяет ввести в активную зону до 15% ТУЭ без влияния на физические характеристики быстрого реактора.
О новой технологической платформе атомной энергетики (НТП АЭ)
После довольно продолжительного «застоя» в разных регионах мира намечается возрождение атомной энергетики («ядерный ренессанс»). Появились новые страны, которые ранее атомною энергетику не развивали, но которые претендуют на её широкое использование. Предполагается, что к 2050 году общая установленная мощность АЭС в мире может возрасти примерно в 3-4 раза и достичь 2000 ГВт.
Кроме того, страны, эксплуатирующие АЭС уже много лет, должны решать проблемы замещения выводимых из эксплуатации энергоблоков исчерпавших назначенный ресурс энергоблоков.
Реакторные установки нового IV поколения ещё не разработаны и ещё долгое время не смогут выйти на коммерческий уровень с обеспечением новых требований к реакторам по топливному циклу.
Поэтому, «ядерный ренессанс» пока ещё вынужден базироваться на традиционных энергоблоках с реакторами на тепловых нейтронах, эволюционным развитием которых являются разрабатываемые проекты новых усовершенствованных атомных энергоблоков (EPR-1600, АР-1000, ВВЭР-1000 и др.). Однако в глобальном масштабе для этих установок вопросы обращения с ОЯТ и РАО не решены.
По-прежнему безопасность АЭС является обязательным и ключевым условием развития атомной энергетики. Но накладываются и другие требования, связанные с обеспечением «нераспространения ядерного оружия» и защитой от «ядерного терроризма», сокращением образования радиоактивных отходов, подлежащих окончательной изоляции от биосферы.
Стратегия развития атомной энергетики в России базируется на продолжении строительства энергоблоков с реакторами ВВЭР повышенной безопасности, разработках реакторов на быстрых нейтронах с постепенным переходом на полностью замкнутый топливный цикл, как по урану, так и по плутонию, и с воспроизводством ядерного горючего в реакторах на быстрых нейтронах.
Предполагается, что доля атомной энергетики в России должна вырасти с 16 до 25% к 2020 году. В связи с утверждённой Правительством Программой социально-экономического развития РФ на 2006-2008 годы предусматривается выделение инвестиций в объёме 300-350 млрд. рублей на сооружение новых АЭС за период с 2006 по 2015 год. Планируется постройка трёх энергоблоков ВВЭР-1000 на площадях Волгодонской (блок № 2), Балаковской (блок № 5) и Калининской АЭС (блок № 4). В дальнейшем будут сооружаться серийные блоки ВВЭР нового проекта с вводом в эксплуатацию по 2-3 ГВт установленной мощности в год.
Проблема обеспечения ресурсами урана в долгосрочной перспективе, а также необходимость эффективного использования запасов накопленного плутония оправдывают необходимость масштабного развития энергетики с реакторами на быстрых нейтронах.
Сооружение реактора БН-800, который в настоящее время строится на Белоярской АЭС, даст возможность отработать весь комплекс замкнутого топливного цикла, включая производство МОКС-топлива и переработку ОЯТ, а также локализацию РАО.
В перспективе планируется создание демонстрационного энергоблока с реактором БН-1800 в комплексе с предприятиями топливного цикла и в последующем - сооружение серийных энергоблоков БН-1800.
В конечном итоге к середине столетия в России планируется совместная эксплуатация реакторов на тепловых нейтронах типа ВВЭР и реакторов на быстрых нейтронах типа БН-1800 с технологическим комплексом замкнутого топливного цикла, составляющим «новую технологическую платформу» атомной энергетики (НТП АЭ). На реализацию этой энергетической программы атомной энергетики установленной мощностью 50-60 ГВт потребуется до 100 млрд. долл., в том числе более 30 млрд. долл. на строительство производств ЗЯТЦ.
Несмотря на то, что многие страны эксплуатируют энергоблоки уже много лет, только несколько стран имеют развитую инфраструктуру ядерного топливного цикла, включающую как технологические установки по изготовлению топлива, так и технические средства и установки по обращению с ОЯТ и РАО.
При разработке программы развития атомной энергетики в любой стране или регионе сооружение атомных энергоблоков должно быть строго увязано не только с поставками «свежего топлива», но и с мощностями по обращению с отработавшим топливом и с долговременной изоляцией от биосферы радиоактивных отходов. На сегодняшний день такой увязки нет, что приводит к накоплению ОЯТ и РАО во временных хранилищах.
В основу работы большинства действующих ЯЭУ заложено использование ядерного топлива, обогащённого по 235U, выгоревшее топливо содержит наработанный в активной зоне реактора плутоний. Накапливаемый в реакторах плутоний, а также долгоживущие радионуклиды создают основные трудности в решении проблемы обращения с отработавшими в энергетических реакторах ядерными материалами.
Проблема заключается в том, что:
- ОЯТ или неиспользуемые продукты его переработки как опасные радиоактивные материалы в соответствии с действующими нормативами должны быть надёжно изолированы от биосферы на весь период, пока они создают опасность, а это тысячи лет;
- ОЯТ содержит в себе плутоний, включённый в основной список ядерных материалов, подлежащих учёту и контролю в целях нераспространения;
- ОЯТ на длительный период остаётся высокоактивным материалом, а его склады (хранилища) в принципе представляют собой источник радиологической опасности для значительной территории как в случае техногенной аварии на хранилище, так и в случае террористической акции.
Без надёжного решения проблем ОЯТ и окончательного удаления РАО с изоляцией их от биосферы реализация новых атомно-энергетических программ практически невозможна и предлагается следующая схема замкнутого топливного цикла с использованием реакторов БН и минимизацией отходов всех уровней.
Концепция схемы замкнутого топливного цикла в НТП АЭ
Для соблюдения экологических требований и требований по нераспространению предлагается следующая концепция схемы замкнутого топливного цикла с использованием реактора на быстрых нейтронах для сжигания Pu, Np и МА с коэффициентом очистки 103 (по варианту короткой схемы с концентрированием).
Структурная схема:
1.1. Фабрикация свежего уранового топлива для реакторов ВВЭР-1000.
1.2. Фабрикация свежего МОКС-топлива для реакторов БН-800 (для первой загрузки).
2. Сжигание уранового топлива в реакторах ВВЭР-1000.
3. Регенерация топлива на заводе типа РТ по короткой схеме с выделением в один поток урана с его дальнейшим обогащением на разделительных мощностях и замыканием топливного цикла в реакторе ВВЭР-1000 по линии урана.
4. Изготовление МОКС-топлива, содержащего Pu, Np, МА от переработки ВВЭР-1000 и отвальный уран с загрузкой в реактор типа БН-800 с последующим их сжиганием.
5. Регенерация топлива на заводе типа РТ-БН и изготовление топлива для реакторов типа БН-800 с замыканием топливного цикла по линии U, Pu, Np и МА.
Предложения по организации перерабатывающих мощностей в России по заводу РТ-2 на ПО «МАЯК»:
- замещение перерабатываемого топлива АЭС ВВЭР-440 на топливо АЭС ВВЭР-1000 (с учётом зарубежных PWR) в количестве не менее, чем 500 т/год по перерабатываемому урану (организация пристройки к зд. 101А по приёму ОЯТ ВВЭР-1000, модернизация существующей технологии в зд. 101, 171 и замена оборудования);
- организация строительства по производству МОКС-топлива, твэлов и ТВС для реактора БН-800;
- использование реакторов БН-600 и БН-800 на БАЭС для сжигания (трансмутации) Pu, Np, МА и др. продуктов деления от переработки ВВЭР-1000;
- замкнутый топливный цикл с регенерацией ОЯТ БН-800 на одной из ниток завода 235.
Одновременно могут быть использованы незадействованные нитки зд. 802 и недостроенное зд. 801А для возможного приёма на хранение и переработки дополнительного объёма ОЯТ ВВЭР-1000 ~ 1000 т/год.
В этом случае необходимо продолжить строительство 2-х блоков ЮУАЭС с реакторами БН-800. Регенерация топлива от ВВЭР-1000 может быть организована на северной нитке зд. 802, а регенерация топлива БН-800 – на южной нитке зд. 802 (по имеющейся информации приступили к реанимации ЮУАЭС).
В этом случае изготовление топлива для реакторов БН-800 (всех трёх блоков) может быть организовано в недостроенном комплексе 300. Таким образом, в Уральском регионе будут решены экологические проблемы с понижением уровня Теченского каскада и весь топливный цикл будет замкнут по всем индивидуальным альфа-продуктам.
Одновременно будут решаться вопросы с сжиганием высокофонового плутония, накопленного за годы эксплуатации завода 235 (30-50 тонн).
По заводу РТ-2 (на ГХК):
- продолжение строительства «сухого» хранилища для ОЯТ РБМК-1000 – 24 т. тонн;
- организация демонстрационного стенда для переработки 50-100 тонн ОЯТ ВВЭР-1000 в год, с отработкой технологии будущего завода;
- организация строительства крупнотоннажного завода РТ-2, мощностью до 1500 т/год и более, для переработки ОЯТ отечественных реакторов типа ВВЭР-1000, а также зарубежного ОЯТ PWR и BWR;
- для размещения демонстрационного стенда и завода РТ-2 могут быть использованы недостроенные здания и сооружения комплекса РТ-2, а также использование подгорной части действующего радиохимического завода или свободные выработки;
- организация технологической схемы по доведению фракции урана до быстрого вторичного использования и использования фракции концентрата, содержащей остатки урана, плутония и МА для сжигания в качестве топлива в реакторах типа БН;
- организация завода рефабрикации топлива для реакторов типа БН и замыкания топливного цикла БН в составе вновь строящегося завода РТ-2;
- строительство реакторов БН-800 в обеспечении замкнутого топливного цикла ВВЭР-1000 и БН.
О реализации регионального международного центра по обращению с ОЯТ и РАО
Одной из предпосылок выхода России на мировой рынок услуг по обращению с ОЯТ и РАО является уникальная возможность создания в России международного комплекса по обращению с ОЯТ и РАО отечественных и зарубежных АЭС, на базе функционирующих много лет предприятий атомной промышленности.
Задача создания в России новой технологической платформы атомной энергетики на основе концепции замкнутого топливного цикла с быстрыми реакторами и тепловых реакторов III поколения является системообразующим фактором долговременного развития и ключом к решению основных проблем ядерной энергетики.
В проекте ФЦП «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» для поддержания топливной базы реакторов новой технологической платформы предусмотрено создание современного центра по переработке ОЯТ и обращению с РАО с ориентацией на окончательное удаление РАО.
В состав центра должны войти:
- опытно-демонстрационный стенд по отработке инновационных технологий переработки ОЯТ и обращения с РАО с ориентацией на окончательное удаление РАО (мощность 50-100 тонн/год ОЯТ, срок ввода – 2012 год);
- современный завод по переработке ОЯТ и подготовке РАО к окончательному удалению (мощность 1500 тонн/год, срок ввода – 2025 год).
Разработки новых технологических схем обращения с ОЯТ необходимы как для рециклирования ЯДМ и их дальнейшего использования в действующей атомной энергетике на тепловых нейтронах, так и для обеспечения уран-плутониевым топливом программ ввода АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.
В качестве базы для размещения крупного радиохимического стенда по обращению с ОЯТ с использованием инновационных технологий можно задействовать уникальные возможности промплощадки ГХК.
В перспективе этот объект может стать полигоном для международного центра по инновационным методам обращения с ОЯТ.
Разработка и освоение новых технологий обращения с ОЯТ на опытно-демонстрационном стенде должны обеспечить инвестиционную привлекательность планируемого производства и решение комплекса задач, направленных на сокращение объёма хранящегося ОЯТ, возвращение ядерных материалов в топливный цикл и перевода долгоживущих радионуклидов в компактные и безопасные формы хранения, продемонстрировать техническую возможность опытно-промышленной переработки ОЯТ различного типа.
Разрабатываемая технология должна отвечать следующим требованиям:
- высокой технико-экономической эффективности;
- технологической гибкости (переработка ОЯТ по «регламенту заказа»);
- экологической достаточности;
- технологической поддержки режима нераспространения делящихся материалов.
Создание такого комплекса наиболее предпочтительно на ГХК (г. Железногорск). Это обосновывается тем, что ГХК обладает большим опытом в области обращения с ОЯТ и РАО. В составе ГХК много лет действуют радиохимическое производство по переработке ОЯТ промышленных реакторов и хранилище ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 ёмкостью 9000 тонн по урану, объекты обращения с РАО низкого и среднего уровня активности, инженерная и вспомогательная обслуживающая инфраструктура. Кроме того, одним из преимуществ размещения на ГХК такого комплекса является наличие разведанного в районе Нижнеканского разлома гранитоидного массива, который может быть использован для захоронения остеклованных высокоактивных отходов (ВАО) и неперерабатываемого ОЯТ.
Литература
1. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XX века. М., 2000г.
2. Федеральная целевая программа «Энергоэффективная экономика. Программа 2. Безопасность и развитие атомной энергетики Российской Федерации на 2002-2005 годы и на перспективу до 2010 года». М.: ЦНИИАИ, 2001 г.
3. Сафутин В.Д., Рыбальченко И.Л., Завадский М.И. Оценка возможности создания международного регионального центра по обращению с ОЯТ в российских условиях. Международная конференция «Многосторонние технические и организационные подходы к ядерному топливному циклу для укрепления режима нераспространения» (13-15 июля 2005 г.), М.,2005 г.
4. В.Д.Сафутин, С.Н.Васильев, А.В.Серов, М.И.Завадский. Анализ технологий переработки ОЯТ в ядерно-топливном цикле России с точки зрения снижения риска распространения ядерного оружия. Международный семинар «Методы количественной оценки технологической защищённости ядерного топливного цикла с точки зрения нераспространения ядерного оружия», ФЭИ, Обнинск, 3-5 июня 2003г.
5. А.В.Серов, Ю.М.Романов, Н.П.Шафрова, Д.А.Осокин. Техническое и экономическое изучение трансмутации радионуклидов. Международный семинар по ядерной трансмутации долгоживущих отходов ядерной энергетики, Обнинск, 1-5 июля 1999г.
6. В.И.Калинкин, А.В.Серов, С.Н.Васильев. Возможности снижения экологического риска при внедрении новых технологий регенерации отработавшего ядерного топлива. Международная конференция по экологической безопасности, ГРОЦ, Санкт-Петербург, сентябрь 2004 г.
По материалам Международной конференции «Стратегия безопасности использования атомной энергии»
назад
|
