Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов. Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б.

Транскрипт

1 Облученное ядерное топливо и новое поколение ядерных реакторов Главный научный сотрудник лаборатории радиоэкологии ИГЕМ, д.т.н. В.Б. Иванов

2 Проблемы обращения с облученным (отработавшим) ядерным топливом Высокий уровень радиоактивности, источники гамма, альфа и бета излучений, длительные периоды полураспада. Сложный химический состав. Оставшиеся и накопившиеся делящиеся ядерные материалы.

3 Существующие концепции обращения с облученным ядерным топливом Временное контролируемое хранение. Переработка с выделением делящихся материалов и радиоактивных отходов и минор актинидов. Захоронение в геологических формациях.

4 Состояние дел с облученным ядерным топливом в мире Швеция, Германия, Финляндия окончательное захоронение. Франция, Великобритания, Япония переработка. США, Южная Корея, Испания и др. длительное контролируемое хранение Всего накоплено в мире и хранится в различных условиях более 200 тысяч тонн ОЯТ.

5 Планы обращения с ОЯТ действующих реакторов в России Длительное контролируемое хранение ОЯТ ВВЭР-1000, РБМК Переработка ОЯТ ВВЭР-440, ИР и АПЛ. Захоронение ОЯТ, неподлежащего переработке. Вовлечение ОЯТ легководных реакторов в топливный цикл реакторов на быстрых нейтронах

6 Существующие потоки Облученного Ядерного Топлива (ОЯТ) в России ВВЭР-440, ВВЭР-1000 (ежегодно около 87 и 170 тонн соответственно) РБМК (ежегодно около тонн) БН-600 (ежегодно 6,2 тонны) АПЛ, ИР, другие, например с Билибинской АЭС.

7 Состояние дел и экономические проблемы ОЯТ с шести блоков российских ВВЭР-440 перерабатывается на заводе РТ-1, комбинат «МАЯК» (около 100 тонн в год). ОЯТ с десяти блоков ВВЭР-1000 (поступает в водный бассейн долговременного хранения в Красноярск, РТ-2, узел примыкания, емкостью тонн). ОЯТ с одиннадцати блоков РБМК хранится в пристанционных бассейнах выдержки (БВ) и отдельно стоящих ХОЯТ на территории станций.

8 Состояние дел и экономические проблемы ЛАЭС заполнение хранилищ на 93% ; Курская на 87%, Смоленская на 58% (состояние на середину 2008 года). ОЯТ с БН-600 частично перерабатывается, остальное хранится в хранилище МАЯКа. ОЯТ с АПЛ, ИР перерабатывается на РТ-1, ОЯТ с первой в мире хранится в ФЭИ, с БилАЭС планируется вывоз самолетом на РТ-1, также планируется вывоз ОЯТ с первого и второго блока БАЭС.

9 Состояние дел и экономические проблемы В европейской атомной энергетике стоимость транспортировки ОЯТ оценивается приблизительно так: В Англии в Селлафильд из реакторов Германии и Швейцарии около 100 евро за кг тяжелого металла. Во Франции на мыс Ла-Аг около 50 евро за килограмм. В Германии в Горлебен около 20 евро за килограмм. Удельная стоимость промежуточного хранения ОЯТ для централизованных хранилищ объемом свыше 10 тысяч тонн 10 евро за 1 кг в год, для хранилищ с меньшим объемом стоимость в 2-3 раза больше.

10 Сравнение затрат на переработку и прямое захоронение Переработка Евро за кг. т.м. Захоронение Евро за кг. т.м. Транспортировка ТВС Транспортировка ТВС Переработка (промежуточное хранение, кондиционирование продуктов переработки) Кондиционирование и перевозка оставшихся РАО 800 Кондиционирование ТВС (включая контейнер для захоронения) 200 Промежуточное хранение ТВС (20 лет) Захоронение РАО 450 Захоронение РАО 450 Общие затраты Общие затраты Относительные затраты на Утилизацию Выгорание 40 ГВт/т 3-4 евроцента на КВт-час Относительные затраты на Утилизацию Выгорание 40 ГВт/т 2,5-3,0 евроцента на КВт-час

11 Проблемы захоронения накопленного и накапливаемого ОЯТ существующих АЭС Диагностика состояния твэлов и ТВС. Количество ТВС с заведомо негерметичными твэлами ВВЭР около 50, хранятся в отдельных пеналах. Количество негерметичных ТВС из реакторов РБМК точно неизвестно, но более 150. Неопределенность сценария и сроков обращения с ОЯТ. Недостаточное обоснование параметров ОЯТ при длительном мокром или сухом хранении с точки зрения применимости существующих транспортных технологий и возможности прямого захоронения. Отсутствие мирового опыта по окончательному захоронению ОЯТ.

12 Возможные новые типы ОЯТ в новом поколении АЭС ОЯТ реактора БН-800 и серийных БР (смешанное уран-плутониевое оксидное, плотное уранплутониевое, металл или нитридное). ОЯТ из неразгружаемых атомных станций малой мощности (АСММ), урановое, оксидное. ОЯТ из газоохлаждаемых высокотемпературных реакторов (урановое оксидное или плутониевое оксидное в графитовой оболочке). ОЯТ из реакторов (БР или ВВЭР) с торием (оксидное). ОЯТ из БН реакторов с «волновой» активной зоной.

13 Проблемы захоронения ОЯТ нового типа Нет достоверной информации, какие типы топлива для БН реакторов в замкнутом топливном цикле не будут регенерироваться. Если часть ОЯТ будет по тем или иным причинам выводиться из цикла, то требуются исследования по особенностям обращения с таким топливом. Ядерное топливо АСММ и БН реакторов с «волновой» активной зоной будет выгорать до высокого уровня. Переработка такого ОЯТ не имеет смысла. Захоронению подлежать активные зоны целиком. Ядерное топливо газоохлаждаемых реакторов также не подлежит переработке из-за высокого уровня выгорания. Предстоят исследования по технологии захоронения топлива в графитовой оболочке. ОЯТ с торием, подлежащее захоронению также недостаточно исследовано

14 Перспективные проекты АЭС малой мощности Мощность Название Разработчик Производство электроэнергии, МВт Когенерация Эл/эн, МВт Тепло, Гкал/ч Обогащение топлива по U-235, % Периодичность перегрузок топлива, лет Срок эксплуатации Тип реакторной установки АБВ-6 ОКБМ 2х8,5 2х6 2х12 19, Водо-водяной реактор интегрального исполнения с естественной циркуляцией теплоносителя СВБР-10 Гидропресс 2х12 2х6 2х25 18, Реактор на быстрых нейтронах со свинцововисмутовым теплоносителем Унитерм НИКИЭТ 2х6,6 2х3,5 2х17 19, Водо-водяной реактор интегрального исполнения с естественной циркуляцией теплоносителя

15 Долгосрочные задачи исследований Доказательство возможности безопасного захоронения на сотни тысяч лет ОЯТ, в составе которого уран, плутоний, минорактиниды. Создание моделей для расчетов, показывающих состояние ядерных, осколочных и конструкционных материалов и защитных барьеров в зависимости от сроков и влияния окружающей среды. Исследования в обоснование модели. Разработка сценариев обращения с ОЯТ при различных ситуациях, определяемых по результатам мониторирования состояния защитных барьеров. Обоснование номенклатуры и периодичности определения состояния защитных барьеров. Обоснование качества и количества защитных барьеров для разного типа ОЯТ и различных геологических условий в местах окончательного захоронения.

16 Выводы и предложения Учитывая опыт обращения с ОЯТ и РАО, следует принципиально придерживаться политики: «Никакие новые технологии в ядерной энергетике не должны внедряться без четких решений по окончательной утилизации всех видов РАО и ОЯТ». Из этого следует, что уже сейчас необходимо проводить исследования, результат которых даст решение по обращению с ОЯТ от будущих поколений АЭС.