Давайте думать, давайте считать!

Обращение с облученным ядерным топливом в России (концепция многовариантности)

А.В.Бычков, к.т.н., директор ФГУП ГНЦ РФ «НИИАР», г.Димитровград

Задача обеспечения гибкой оптимизации внешних топливных циклов и систем обращения с облученным ядерным топливом, с возможностью максимального повторного использования полезных компонентов облученного топлива, стала вновь весьма актуальной. Думаю, что сегодня предложения возможных решений данной задачи становятся наиболее насущными для России.

ОЯТ – это сырье

Что собой представляет облученное или, как его часто называют, отработавшее ядерное топливо (ОЯТ)? Это смесь весьма ценных компонентов: урана, плутония, небольшого количества других актинидов, примесей благородных металлов, циркония (если это топливо тепловых реакторов) и ряда других радиоактивных и стабильных элементов.

Ни для кого не секрет, что ОЯТ — это сырье, и для его переработки в мире существуют несколько различных заводов, которые используют технологию, сформировавшуюся эволюционным путем, как развитие и одной из военных технологий получения чистого плутония – PUREX-процесса. Есть достаточно оптимизированные заводы во Франции, Великобритании и Японии, которые применяют уже второе поколение этой технологии, и будут работать еще долго. Со мной могут не согласиться, но наш завод РТ-1 — это, скорее всего, еще завод первого поколения (если рассматривать именно коммерческие заводы по переработке топлива).

Сегодня идет много дискуссий о том, как развивать это направление дальше, какие заводы строить и какие производства создавать.

Заводы третьего поколения – это самый простой ответ. Новые варианты улучшенных вводно-экстракционных процессов, действительно, позволят шагнуть еще на один шаг вперед, но это не позволит кардинально решить задачу минимизации радиоактивных отходов (РАО).

Что же необходимо сделать для того, чтобы перейти от заводов первого и второго поколения сразу к заводам четвертого поколения, одновременно решая задачи топливных ресурсов и минимизации радиоактивных отходов?

В России накоплено большое количество ОЯТ реакторов ВВЭР, в которых содержатся уран с определенным обогащением (более 1%) и плутоний (содержание в ОЯТ около 1%), т.е. те элементы, которые являются топливным ресурсом. В топливе реакторов РБМК содержится только «полезный» плутоний, в топливе реактора на быстрых нейтронах БН-600 — «полезный» уран с высоким обогащением и немного плутония. Другой небольшой, но достаточно важный поток, содержащий обогащенный уран – это топливо атомных подводных лодок (АПЛ), атомных ледоколов и исследовательских реакторов (ИР). В табл. 1 приведены возможные топливные ресурсы, накопленные в ОЯТ.

Таблица 1. Топливные ресурсы при повторном использовании ОЯТ реакторов различного типа

Тип реактора
Полезные компоненты
Компоненты, требующие трансмутации
Сырьевые материалы (для реакторов БН)
Российские реакторы



ВВЭР (выгорание менее 50 МВт•сут/т)
U, Pu
Np, Am, Cm

ВВЭР (выгорание более 50 МВт•сут/т)
Pu
Np, Am, Cm
U
РБМК
Pu
Np, Am, Cm
U, Pu
БН-600
U, Pu
Np, Am, Cm
U
ИР, реакторы АПЛ, ледоколов, АМБ
U, Pu
Np, Am, Cm

Иностранные реакторы



LWR (PWR, BWR)
U, Pu
Np, Am, Cm
U
CANDU
Pu
Np, Am, Cm
U, Pu

Если к этому добавить и возможную переработку в России облученного топлива из иностранных государств (в рамках действия международных центров топливного цикла), то могут возникать потоки топливных ресурсов при повторном использовании ОЯТ реакторов типа PWR, BWR и CANDU.

Что же мы хотим получить от переработки ядерного топлива? Какие основные требования при этом должны выполняться? Полагаю, важнейшие из них следующие:

1. Востребованность делящихся материалов или продуктов переработки. Действительно, зачем перерабатывать топливо, если то, что получается в результате не будет востребовано? Переработка должна осуществляться только в тех случаях, когда компоненты облученного топлива будут вновь использованы в топливном цикле. Это особенно важно для высокообогащенных делящихся материалов (таких, как плутоний), поскольку необходимо исключить наработку этих материалов на склад.

2. Включение в замкнутый топливный цикл опасных компонентов отработавшего топлива (минор-актиниды – Np, Am, Cm – и плутоний).

3. Гибкость технологий обращения с ОЯТ, что особенно важно для заводов четвертого поколения. Вероятно, технологии должны быть модульными, т.е. перенастраиваемыми, чтобы возможно было адаптировать их к новым видам топлива.

Выполняя вышеперечисленные требования, мы сможем выстроить оптимальную и гибкую систему топливного цикла.

Критерии оптимизации единой системы топливного цикла:

• необходимость рецикла делящихся материалов;

• восполнение топливных ресурсов при условии сохранения экономической целесообразности переработки;

• возможность оптимизации технологий;

• возможность минимизации затрат на хранение и захоронение радиоактивных отходов;

• обеспечение выполнения требований режима нераспространения.

Если рассматривать конкретные задачи с конкретными видами топлива, то можно проиллюстрировать предлагаемую гибкую схему несколькими решениями.

Задача 1

Итак, мы имеем облученное топливо реакторов ВВЭР, PWR и BWR, которое содержит уран, пригодный для дальнейшего обогащения.

Какие существуют технологии, и какие проблемы могут быть с их помощью решены? Переработка топлива в какой-то мере решает проблему ресурсов урана, потому что возникает тот продукт, который будет в дальнейшем потребляться — уран, обогащенный по урану­235, лучше сразу в виде гексафторида урана. В табл. 2 приведены оценки содержания урана­235 в топливе с различным выгоранием.

Таблица 2. Расчётный изотопный состав ОЯТ реакторов ВВЭР-1000
Выгорание, ГВт•сут/т
U-232, 10-7%
U-235, %
U-236, %
40
2,1
1,28
0,58
50
3,5
0,88
0,63
55
4,3
0,71
0,69
60
5,3
0,57
0,70

Второй продукт, который можно было бы получать при данной схеме переработки – концентрат, содержащий плутоний, минор-актиниды (МА) и продукты деления (ПД). Концентрат может направляться либо в замкнутый топливный цикл реакторов на быстрых нейтронах, либо на длительное хранение. В отходах остаются только конструкционные материалы и оставшиеся продукты деления, которые отправляются на захоронение.

Технология переработки в данном случае должна быть нацелена только на выделение и очистку урана, поскольку следующий шаг – дообогащение урана.

Сегодня известны несколько технологий, которые могли бы быть востребованы именно для решения задачи извлечения урана из облученного топлива реакторов ВВЭР.

Конечно же, это газофторидная технология, которая позволяет сразу получить чистый гексафторид урана. С моей точки зрения, это наиболее приемлемая и достаточно проверенная технология. Прямое фторирование ОЯТ приводит к образованию UF6, который очищают от ПД и МА. При этом весьма важно, что плутоний и МА остаются в весьма компактной форме фторидных «огарков». У этой технологии есть один ограничивающий фактор – ее можно использовать для топлива, которое имеет выдержку 10 и более лет, когда некоторые продукты деления, образующие летучие фториды, уже превратились в неактивные. Схема извлечения урана показана на рис. 1.


Рис. 1. Схема извлечения урана из облученного топлива реакторов ВВЭР

Другие технологии – это водно-экстракционные процессы: модифицированный PUREX-процесс или что-либо похожее, например, американский UREX-процесс, который позволяет извлечь уран и отправить его либо на захоронение, либо на хранение и дообогащение. Можно использовать кристаллизационные процессы (REPA-процесс), экстракцию в среде жидкого СО2 или какие-то новые технологии.

Ко всем этим технологиям предъявляются одни и те же требования: очистка урана должна быть высокой (выше 106), топливо должно быть обогащено по урану­235, и должны удовлетворяться требования разделительных производств. Концентрат плутония и минор-актинидов должен находиться в форме, пригодной к хранению, а отходы — в форме, пригодной к захоронению.

Хорошо было бы предусмотреть в решении этой задачи еще и переработку циркония из остатков оболочек твэлов, но это другая задача.

Задача 2

Исходя из концепции гибкости, можно проанализировать еще одну задачу: обращение с плутонием, который может образоваться после переработки топлива реакторов ВВЭР либо LWR. Такой плутоний накапливается в технологических циклах во Франции, в Великобритании и будет накапливаться в Японии на заводе Рокашшомура. И он накапливается чистый, что происходит, кстати, и у нас в ПО «Маяк» при переработке топлива реакторов ВВЭР-440. Это не лучший продукт для хранения, имеющий много различных опасных свойств.

Наилучший путь его использования – это использование в реакторах на быстрых нейтронах. Причем в топливном цикле возможно исключить образование чистого плутония, например, если будет использоваться газофторидная технология, модифицированный PUREX-процесс, либо какая-то другая технология, при которой из ОЯТ удаляется чистый уран, а плутоний сохраняется в смеси с другими продуктами деления и минор-актинидами (см. задачу 1).

Итак, в случае направления плутония в БН-реакторы мы избегаем возможности образования чистого плутония, поскольку для этих реакторов глубокая очистка плутония избыточна. А дополнительная его переработка с превращением в МОКС-топливо (если он в «грязном» виде вышел из топливного цикла реакторов ВВЭР) проводится в замкнутом топливном цикле БН-реактора. Здесь же, что очень важно, возможен рецикл и трансурановых элементов.

В качестве примера технологий замкнутого топливного цикла можно рассмотреть пирохимическую технологию. Эта технология основана на процессах очистки компонентов ОЯТ в расплавах солей при температурах 400–8000С и приводит лишь к восстановлению физических свойств ядерного топлива (оксидного, нитридного или металлического). Полной очистки от ПД не происходит, и топливо сохраняется в стандарте ОЯТ (общий коэффициент очистки лишь около 100). Все стадии процесса от вскрытия ОТВС до обращения с отходами изучены и прошли проверку на десятках килограммов ОЯТ. На рис. 2 приведена схема, которая демонстрирует возможность применения пирохимической технологии для рецикла «грязного» плутония. Таким образом, задача обращения в топливном цикле с «грязным» плутонием решается на основе существующих технологий.


Рис. 2. Обращение с плутонием после переработки ОЯТ реакторов ВВЭР

Задача 3

Какие еще могут быть варианты обращения с ОЯТ, кроме обычного хранения? Один из вариантов – сокращение объемов долговременно хранимого облученного ядерного топлива (задача 3). Конечно, это может быть топливо реакторов ВВЭР, но выше показано, что оно является ресурсом и его можно использовать.

Что касается топлива РБМК, то возникают проблемы при его длительном хранении: тонкая оболочка, относительно большое количество негерметичных твэлов и т.д. Что с ним станет через 30–40 лет? Может быть, будет целесообразнее компактировать это топливо?

Например, провести вскрытие, удалить оболочку и привести топливо к более компактному виду. А если при этом попутно удалить, например, цезий и стронций (как основные теплогенерирующие продукты деления), то вместо одной ОТВС можно расположить контейнер, содержащий топливо из 5 или 10 ТВС, что позволит сократить объем долговременно хранимого ОЯТ.

Одна из технологий, которую в свое время выдвигали специалисты Корейского института атомной энергии (KAERI), отразила идеи 1960х годов о частичной обработке ОЯТ. Топливо необходимо вскрыть, окислить, восстановить до металла и упаковать для хранения в виде слитков. При этом химически разделяются 3 потока:

• конструкционные материалы (цирконий и сталь) направляются в среднеактивные твердые отходы;

• газообразные ПД после улавливания, цезий и стронций направляются на отдельное захоронение;

• основная масса урана, плутония, минор-актинидов и продуктов деления остается в металлическом виде и может храниться в более компактном виде.

Схема потоков приведена на рис. 3. Реальность процесса подтверждена экспериментально. Получены данные о том, что происходит очистка от цезия и стронция, технологические режимы могут быть подобраны, а процесс металлизации топлива имеет очень высокий процент выхода (до 98 %). Такой процесс перспективен для ОЯТ реакторов РБМК и CANDU, хотя необходимо проводить технико-экономические исследования.


Рис. 3. Сокращение объемов долговременно хранимого ОЯТ

Рассмотренные варианты технологий можно комбинировать, а принцип гибких технологических модулей позволит найти различные решения.

Может быть, комбинируя технологии, можно решить следующую задачу: замена части хранимого ОЯТ реакторов РБМК на уран с продуктами деления (задача 4).

Задача 4

Очень интересная задача! В такой системе должны работать одновременно быстрые и легководные реакторы, но можно пользоваться и «старыми» запасами ОЯТ.

Итак, пирохимическая переработка МОКС-топлива быстрых реакторов проводится с выделением для рецикла только плутония и минор-актинидов. Уран, поскольку он в этом цикле обедненный, не является чем-либо ценным на входе и на выходе. Этот уран выделяется в виде кристаллического оксида с включением отдельных продуктов деления специально для последующего хранения вместо ОЯТ. А вот уже на стадии изготовления топлива (например, по вибротехнологии) к выделенному диоксиду плутония и минор-актинидам можно добавить облученное топливо реакторов РБМК либо в виде уранового компонента во время пирохимического процесса, либо непосредственно в виде дробленого гранулята, который вместе с плутонием может быть виброуплотнен в твэл.

Эксперименты уже проводились. Более того, для пирохимических технологий эта схема может быть реализована и для нитридного топлива быстрых реакторов.

Даже несмотря на то, что в решении этой задачи соотношение потоков ОЯТ от быстрого реактора и других реакторов весьма разное, тем не менее, это — перспектива использования ОЯТ с малым обогащением урана, но содержащего плутоний.

ОЯТ с «плохим» плутонием может быть введено в систему, а потом вместо этого отработавшего топлива в хранилищах появляются контейнеры с «плохим» ураном, который не содержит долгоживущих продуктов деления. Вот такая задачка! Смотрите рисунки 4 и 5.


Рис. 4. Замещение части хранимого топлива


Рис. 5. Комбинированный топливный цикл БН-реакторов с использованием ОЯТ реакторов LWR и с заменой в хранилищах ОЯТ реакторов LWR на UO2 после переработки

Задача 5

При соответствующих технологиях (пирохимических) не потребуется особых дополнительных капитальных затрат для того, чтобы уничтожить минор-актиниды в замкнутом цикле БН-реакторов. Но, если ОЯТ перерабатывается на заводах с вводно-экстракционной технологией, необходим дополнительный и весьма существенный вклад в технологию, чтобы перевести продукты переработки в ядерное топливо.

Дилемма может быть решена следующим образом: то, что легко вводится в топливный цикл быстрого реактора, пусть там и уничтожается.

А то, что не вводится легко, можно положить на хранение лет на 30–40, причем в формах, пригодных к дальнейшей переработке, либо в виде оксида, либо даже в виде специальных стекол, например, фторидных. Такие стекла в дальнейшем могут быть превращены в среду для переработки, и когда уменьшится радиоактивность других продуктов деления, нептуний, америций и кюрий могут быть выделены. Т.е. сначала можно накопить (это не такие большие объемы и можно обеспечить их безопасное и контролируемое хранение), а потом, в перспективе, уничтожать минор-актиниды в топливном цикле быстрых реакторов.

Таким образом, мы обсудили несколько задач, которые могут быть решены с использованием уже отработанных, проверенных российских технологий. Конечно, ни одна из предлагаемых технологий, рассматриваемых здесь, не прошла еще проверку в опытно-промышленном масштабе. Но эксперименты с десятками килограммов ОЯТ уже проведены.

В заключение – о политике

Рассмотренная многовариантность технологий обращения с ОЯТ может быть реализована на основе двух системных подходов.

1. Создание большого централизованного завода для переработки топлива ВВЭР и LWR, который будет направлять свои продукты и в топливный цикл быстрых реакторов для их «разворачивания», а основную массу урана на дообогащение. Имея такой центр (при решении соответствующих политических задач), можно будет использовать и российское ОЯТ, и иностранное топливо для последующего обогащения.

2. Создание пристанционного завода быстрых реакторов с компактными технологиями рецикла. Туда будет направляться «грязный» плутоний, и не будет образовываться ни одного материала оружейного качества.

Если пойти дальше, то явно просматривается ещё одна система – региональный (буферный) завод по переработке ОЯТ, что позволит сформировать трехкомпонентную систему более высокого уровня. Гибкость в сочетании систем первого уровня позволит перейти к новым технологиям.

Сегодня, когда в мире работают заводы по переработке ОЯТ первого и второго поколения, может быть, уже нецелесообразно строить в России завод третьего поколения, о чем сейчас многие часто говорят. В свете новых подходов к организации топливных циклов, возможно, нецелесообразно строить в России завод, который устареет сразу после строительства? На заводе даже с улучшенными водными процессами опять будут производиться чистые материалы, чистый плутоний, а также огромные объемы жидких радиоактивных отходов.

Необходимо завершить технико-экономические исследования и по-новому оценить ситуацию. От Красноярска до Ангарска не так далеко, может быть, будет целесообразно возить гексафторид урана, а объем компакта, содержащего «грязные» продукты деления, будет намного меньше, чем объем облученного топлива, которое в настоящее время перевозится по стране. Такой компакт легко можно будет доставить в те места, где находятся быстрые реакторы. Может быть, целесообразно строить завод и в Северске, рядом с обогатительным.

Итак, есть ли смысл строить в России заводы сразу четвертого поколения? Заводы, которые легко адаптируются к использованию разных продуктов, которые обеспечивают гибкость и в целом оптимизируют всю систему, а также образуют на порядки меньше отходов… Давайте думать, давайте считать!

Журнал «Атомная стратегия» № 29, март 2007 г.

назад

Материалы из архива

1.2006 Ядерные материалы: проблемы собственности

А.И.Иойрыш, д.ю.н., профессор, заслуженный юрист РФ, руководитель проблемной группы мирного использования атомной энергии Института государства и права РАН; В.Г.Терентьев, д.т.н., профессор, лауреат Государственной премии СССР, начальник отделения законотворческой деятельности ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ» Росатома; А.Б.Чопорняк, к.ю.н., начальник отдела законотворческой деятельности ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ» Росатома До принятия закона «Об использовании атомной энергии» юридические лица в сфере своей хозяйственной деятельности заключали договора поставки и купли–продажи, в том числе и в отношении ядерных материалов, в соответствии с действующим ГК РФ.

4.2007 Поговорим профессионально

А.Н.Ирецкий, Санкт-Петербург С наступлением атомной эры в обществе распространился иррациональный страх перед ядерными, химическими и другими современными технологиями. Давно известно, что неловкие попытки избавить человека от каких-то мыслей, приводят к появлению навязчивых страхов – фобий. Попытки избавиться «в лоб» от мыслей определенной тревожной тематики ведут к усилению страха.

9.2009 Принцип финансиста: ''Не навреди''

Николай Соломон, заместитель генерального директора по финансам ГК "Росатом": - Одна из стратегических целей нашей госкорпорации состоит в достижении максимальной эффективности управления... Нам требуется адекватный времени и новым задачам механизм управления… Необходимо добиться, чтобы принятые у нас технологии управления, особенно на самом верху, соответствовали общему высочайшему технологическому уровню нашей отрасли…