Топливный цикл крупномасштабной ядерной энергетики России на принципах топливного и радиационного баланса и нераспространения

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 рынкановые области применения (локальные нужды небольших стран и районов, опреснение, производство водорода и др.).

Стратегия Минатома России /1/, 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 плутонийотвечающих требованиям крупномасштабной ЯЭ по топливному балансу, экономике, безопасности, отходам, нераспространениюспособных 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. На разработку и реализацию основных элементов крупномасштабной энергетики направлена ФЦП ЯЭНП121.

Анализ состояния ядерной энергетики, причин и последствий крупных аварий в гражданском ее секторе (ТМ1, 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 реакгорами (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. После последней аварии в особенности надеяться на развития ЯЭ в крупную систему (100−300 ГВт для России) можно только, если в комплексе решаются указанные выше требования. Отсутствие убедительного решения по любому из требований может закрыть развитие крупномасштабной ЯЭ. При этом наиболее актуальной проблемой современного этапа развития ЯЭ наряду с безопасностью АЭС является стратегия снижения объемов ОЯТ действующих АЭС и уменьшения до приемлемого объяснимого уровня объемов и радиоактивности долгоживущих РАО.

Сценарные исследования достаточно часто проводятся в ядерном сообществе, в этом направлении активно работают группы в НИЦ КИ, ГНЦ РФ ФЭИ, ОАО «НИКИЭТ»,. Исследуются сценарии развития мощностей ЯЭ по принимаемым схемам, оцениваются материальные балансы (массы топлива и ОЯТ, мощности обогатительных производств и производств по переработке ОЯТ, .) и дополнительные характеристики по предпочтению авторов (экономические показатели, транспортные потока, объемы складов, .). Из последних по этой тематике можно отметить работу /3/, в которой на базе экстремально высокой принятой авторами схемы развития ядерных мощностей (100 ГВт к 2030 г. и 300 ГВт к 2050 г.) рассмотрены особенности развития ЯЭ на установках различного типа (при доминирующей роли тепловых реакторов типа ВВЭР в большинстве сценариев), показаны ресурсные ограничения по топливу. При этом подходы к решению проблем топливного цикла столь крупной энергетики не прорабатывается, детализация и разработка научных проблем относится на будущее. Для автора диссертации исследование сценариев развития мощностей и сопутствующих топливных проблем не является самодостаточным, сценарии — это еще и фон для демонстрации действенности разработанного подхода к обращению с долгоживущими нуклидами в сочетании с реализацией других требований к крупномасштабной ЯЭ.

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 /4/, 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 В. О. Адамовым 151. 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 Стратегии Минатома России, 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.

В первой главе диссертационной работы на основе анализа ядерных данных показано, что в комплексе задачи крупномасштабной ЯЭ могут быть решены только при развитии быстрых реакторов.

Во второй главе представлены основные требования к крупномасштабной ядерной энергетике, включая требования к реакторной установке и замкнутому топливному циклу. В рамках описания основных требований к ЗТЦ определено понятие радиационной эквивалентности и методики численного анализа долговременных радиационных характеристик ядерных материалов и РАО, дан перечень мероприятий трансмутационного ядерного топливного цикла, принципиальная схема и численные критериипредставлен подход к захоронения РАО с точки зрения соблюдения радиационно-миграционного баланса, учитывающего спад опасности радиоактивных материалов при их длительной миграции от места захоронения к биосфере, и природоподобия захоронений РАО. В той же главе представлен подход к технологической поддержке нераспространения в рамках ЗТЦ БР.

В третьей главе на основе анализа сценариев развития ЯЭ России показаны возможные масштабы развития и длительность действия ЯЭ на базе тепловых реакторов, накопления ОЯТ и долгоживущей радиоактивности и демонстрируется невозможность достижения радиационной эквивалентности. Рассмотрены сценарии развития БР на базе плутония из ОЯТ ТР, показано, что на базе ЗТЦ БР организуется трансмутационный ЗТЦ, в котором трансмутируются америций, нептуний и кюрий (после его распада в плутоний), хранилища ОЯТ ТР могут быть освобождены к концу 21 века или в первые 20 лет 22 века, в зависимости от сценария развития ТР в 21 веке. Продемонстрированы возможные масштабы развития БР на базе обогащенного урана. Также показано, что разрабатываемые и внедряемые на АЭС с ТР меры по увеличению глубины выгорания топлива существенно ухудшают соотношение масс делящегося плутония и МА, т. е. увеличивает массу МА по отношению к плутонию. Это соотношение еще более ухудшается по мере выдержки ОЯТ, которая сопровождается распадом 241Ри в 241Ат. Т. е. усложняется задача трансмутации МА.

В четвертой главе рассмотрены отдельные этапы, мероприятия и подходы к реализации трансмутационного ЯТЦ. В частности показано, что при развитии системы БР разрабатывать дополнительные (альтернативные) трансмутационные установки нет необходимости.

В пятой главе представлены результаты численного анализа опасности с точки зрения гарантий нераспространения ядерных материалов и отдельных нуклидов. Показано, что топливо разрабатываемых в настоящее время БР не представляет опасности.

В шестой главе приведен анализ сценариев вовлечения тория в ядерную энергетику, развивающуюся, в основном на БР с уран-плутониевым циклом. Показано, что радиационная опасность долгоживущих РАО из равновесных торий-уранового и уран-плутониевого циклов близки между собой, при этом эта опасность формируется для каждого цикла своими нуклидами. Торий и уран-233 используются в ТР с КВ<1, необходимый уран-233 для них нарабатывается в бланкете БР. Добавление торий-уранового цикла ушудшает условия достижения радиационной эквивалентности в ЯЭ.

В седьмой главе представлены результаты исследования влияния сечений актинидов на результаты анализа радиационного баланса ЯЭ. На основе анализа расчетных и экспериментальных данных оценен масштаб неопределенности в сечениях и показана чувствительность долгоживущих характеристик РАО к погрешности, вносимой ядерными данными в расчет накопления и выгорания актинидов.

В восьмой главе представлены результаты разработки альтернативных по отношению пирохимии технологий регенерации ОЯТ БР, реализующих требования широкомасштабной энергетики. Для шести технологических схем регенерации, выбранных для проведения ТЭИ, приведено краткое описание технологий и приведены результаты ТЭИ.

В девятой главе представлены основные технологические особенности проекта пристанционного ядерного топливного цикла АЭС с РУ БРЕСТ ОД 300, разработанного в 1999;2002 г. г.

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 TP 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 TBC) подходов к трансмутации МА;

• исследованы физические характеристики и предложены принципиальные компоновочные решения для хранилища, осуществляющего долговременную контролируемую выдержку долгоживущих РАО перед захоронениемисследована эффективность альтернативных по отношению к БР установок для трансмутации МА, показано, что при наличии БР, работающих в ЗТЦ, необходимости в дополнительных трансмутационных установках нетвпервые сформулированы качественные и количественные критерии технологической поддержки режима нераспространения для технологий регенерации ОЯТпоказано влияние на радиационный баланс долгоживущих РАО введения торий-уранового цикла в рассмотренные сценарии развития ЯЭ Россиипоказано, 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 эквивалентностипредставлены 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-ЗОО, реализующим основные требования к ЗТЦ широкомасштабной энергетики на базе БР. ктическая 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 РАОопределены 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 ятте. пной энепгетике:

— 1—————1————-'.

• 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 критериямиавтором 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 ЯЭпод 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 РАОавтором совместно с В. В. Орловым (НИКИЭТ) и Б. Д. Рогозкиным (ВНИИНМ) разработаны требования к радиохимическим технологиям для крупномасштабной ЯЭпод научным руководством автора проведена разработка принципиальных технологических схем регенерации ОЯТ БР, отвечающих требованиям крупномасштабной ЯЭ, проведены сравнительные технико-экономические исследования (ТЭИ) шести технологических схемпод научным руководством автора и при его непосредственном участии проведено исследование различных подходов к трансмутации минорных актинидов (МА) в БРпод научным руководством автора и при его непосредственном участии проведена концептуальная разработка и получены основные характеристики хранилища для контролируемой выдержки РАО перед захоронениемпод научным руководством автора и при его непосредственном участии проведена концептуальная разработка установок для трансмутации МА, автором проведено сравнение эффективности установокавтором 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 нераспространенияпо 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.

Основные результаты работы отражены в заключениях к разделам и главам. Обобщая выводы и оценивая представленные в работе результаты в целом можно отметить следующее.

1. Разработаны ключевые требования к организации трансмутационного топливного цикла крупномасштабной ядерной энергетики. Дан перечень мероприятий трансмутационного ядерного топливного цикла, принципиальная схема и численные критериипредставлен подход к захоронению РАО с точки зрения соблюдения радиационно-миграционного баланса, учитывающего спад опасности радиоактивных материалов при их длительной миграции от места захоронения к биосфере, и природоподобия захоронений РАО. Представлен подход к технологической поддержке нераспространения в рамках ЗТЦ БР.

2. Исследованы сценарии развития ЯЭ России с переходом на ЗТЦ для различных ресурсов природного урана. Представлены результаты расчетного моделирования развития системы тепловых реакторов (ТР) по трем сценариям на базе ФЦП РАЭПК. Например, при развитии ЯЭ с ресурсом 690 тыс. тонн природного урана максимальная электрическая мощность АЭС с ТР достигается к 2040 г. и составляет 65,3-е-68,6 МВт, далее мощность спадает и 2100 г. последний реактор будет выведен из эксплуатации на базе плутония из ОЯТ ТР в 2100 г. может быть развита система БР мощностью 114−176 ГВт.

3. Увеличение глубины выгорания оксидного уранового топлива ТР с 4,0% до 10% снижает массу полную массу ОЯТ ВВЭР в 2,5 раза, при этом масса плутония в ОЯТ ТР снижается в 2,1 раза (соответственно снижается ресурсная база для старта системы быстрых реакторов), масса америция снижается в 1,8 раза. Масса нептуния в ОЯТ ТР при этом возрастает.

4. Если ОЯТ ТР направляется на захоронение, то ПБО ОЯТ ТР достигает радиационной эквивалентности с потребленным системой ТР природным ураном через (1−2)-105 лет выдержки ОЯТ, эта величина является неприемлемо большой и требуются иной подход к снижению ПБО РАО — т. е. трансмутация актинидов.

5. Развитие системы БР на базе плутония из ОЯТ ТР практически ликвидирует ОЯТ ТР к моменту окончания работы последнего ТР. Соответственно весь плутоний и MA, наработанные в ОЯТ TP, включаются в замкнутый цикл БР и там «сжигаются». Ликвидация ОЯТ TP 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 (150−500 лет) длительностях выдержки РАО. Т. е. в системе ЯЭ решается проблема долгоживущих РАО — реализуется трансмутационный ЯТЦ.

6. Соизвлечение из руды и направление в топливный цикл ЯЭ для трансмутации тория и радия совместно с ураном снижает долговременную активность урановых отвалов в поверхностных хвостохранилищах, так как в них не.

996 94П попадают долгоживущие Ra и Th. Снижение долгоживущей активности урановых отвалов является важной экологической проблемой, решение которой так же актуально для будущей перспективной ядерной энергетики, как и достижение радиационной эквивалентности в топливном цикле ЯЭ и местах захоронения РАО. Содержание 226Ra и 230Th в природном уране мало (в 500 тыс. т природного урана, содержащих 180 кг 226Ra и 8,4 т 230 Th). Если предположить, что ядерная энергетика мощностью 300 ГВт состоит из 250 блоков БРЕСТ-1200, то на всю массу топлива 1.

99А 94П блока (~70 т) придется 0,72 кг Ra и 33,6 кг Th, их трансмутация в ЗТЦ БР принципиальной трудности не представляет.

7. Для решения задачи снижения долгоживущей радиоактивности РАО наиболее важно из поступающего на захоронение материала удалить актиниды от урана до кюрия. Это снижает ПБО оставшихся продуктов деления примерно на 3−4 порядка. Отсюда следует цель трансмутации актинидов — перевод их в продукты деления, а не перевод из одних актинидов в другие. Из продуктов деления с периодом полураспада более 25 лет внимания заслуживают 90Sr и 137Cs с дочерними нуклидами. Из-за малых сечений взаимодействия с нейтронами (даже в области тепловых нейтронов сечение захвата менее 1 барна) эти нуклиды не могут эффективно быть трансмутирована и единственный способ обращения с нимиконтролируемая выдержка, возможно — полезное использование в изотопных устройствах, либо захоронение.

8. Рекомендованное значение доли теряемых в РАО актиноидов 0,1% приемлема, по крайней мере, до конца 21 века для реализации радиационной эквивалентности (РЭ). Для гарантий достижения РЭ на отдаленные периоды действия ЯЭ необходимо: в ближайшие десятилетия реализовать соизвлечение совместно с добываемым ураном радия и торияв 22 веке снижать долю теряемых в РАО актиноидов, снизить накопление 14С в топливе (перейти на азот, обогащенный изотопом 15N), решить вопрос трансмутации 126Sn. Для отдаленных периодов действия ЯЭ (через тысячи лет) можно реализовать лишь радиационно-миграционную эквивалентность.

9. Показано, что длительность внереакторной части топливного цикла для топлива как ТР так и БР существенно влияет на баланс топлива в замкнутой системе ядерной энергетики, соответственно влияет на темп развития системы БР, если это развитие осуществляется на плутонии из ОЯТ. Для повышения темпа развития целесообразно уменьшение длительности выдержки ОЯТ ТР до 20 лет и менее, ОЯТБР — до 1−2 лет.

10. Приведены результаты концептуальной разработки хранилища для длительной контролируемой выдержки в течение 200 лет долгоживущих высокоактивных отходов (элемент трансмутационного ЯТЦ) на примере ядерной энергетики мощностью 85 ГВт (эл.), состоящую из естественно-безопасных быстрых реакторов БРЕСТ-1200 и реакторов современного типа — ВВЭР-1000, РБМК-1000 и БН-800. Такая ЯЭ накапливает за 200 лет работы около 16 500 т продуктов деления. Исходя из такого количества ПД, общий объем основных секций хранилища составляет 276 тыс. м3 (или 16,7 тыс. м3 на 1000 т продуктов деления). Основную часть объема (56%) занимает секция ДВАО. Далее — секция цезия (27,7%) и секция стронция (15,2%). Объем секций с долгоживущими нуклидами (Тс, I, С, Np) составляет около 1 тыс. м3. Объем накопительных секций Sr, Cs и Cm равен 17,1 тыс. м3. Стационарная мощность основных секций хранилища (ДВАО, Cs, Sr, Cm) равна примерно 108 МВт. Доля цезиевой секции составляет 47,5%. Доля секции ДВАО — 1,63%. Отвод тепла осуществляется воздухом при его естественной циркуляции с температурой на выходе из трубы 300 °C. Оптимальным местом размещения хранилища является холм или горный массив с вертикальной и горизонтальной выработками.

11. Рассмотрено влияние спектра нейтронов на нейтронный баланс трансмутационных цепочек нептуния и америция. Баланс ядерных реакций.

241 трансмутационных цепочек Np и Ат показал, что в спектре быстрого реактора эти цепочки достаточно короткие и в них рождается больше нейтронов (избыток 0,8−1,0 нейтрона на одно стартовое ядро), чем поглощается. В спектре теплового реактора эти цепочки длиннее, и в них поглощается нейтронов больше (дефицит 0,7−0,83 на одно стартовое ядро), чем рождается. Для покрытия дефицита нейтронов требуется сжигать дополнительное ядерное топливо (например, 235и,.

Ри). Указанные различия определяются существенными различиями нейтронных сечений и выходов нейтронов при делении в спектре активной зоны быстрого и теплового реактора.

12. Рассмотрена задача трансмутации МА из ОЯТ ВВЭР в альтернативных по отношению к коммерческому БР установках: тяжеловодный реактор с топливом в виде расплавленных солей (ТВРРС) с подпиткой и-МА или Ри-МАжидкосолевой гомогенный реактор (ЖСГР) с подпиткой Ри-МАжидкосолевой реактор с графитовым замедлителем (ЖСРГЗ) с подпиткой Ри-МАспециализированный быстрый реактор типа БН-800 с подпиткой Ри-МА, 23 511-МА или МАтрансмутатор на базе реактора БРЕСТ с подпиткой МА или ТІї-МАспециализированный бланкет термоядерного реактора ТЯР охлаждаемый водой (подпитка Ри-МА) или расплавленными РЬ и Ил (подпитка МА), специализированный БР с топливом на основе расплавов металла. Во всех рассмотренных установках эта задача может быть решена. Но в большинстве установок для трансмутации МА требуется сжигать плутоний — от 2,4 до 11.2 кг плутония на 1 кг МА. При этом сокращается ресурсная база развития системы быстрых реакторов. Для сравнения — в БР типа БРЕСТ-1200 при загрузке МА выше равновесного уровня (0,6−0,7% т.а.) гомогенно в топливо или гетерогенно можно трансмутировать МА со скоростью 97¹⁶⁶ кг/эфф. год без добавки дополнительных делящихся нуклидов.

Специализированные трансмутаторы с высоким расходом делящихся нуклидов будут актуальны на стадии закрытия ядерной энергетики как отрасли. На этом этапе помимо МА и ДПД потребуется наиболее полно «дожечь» и плутоний (уран-233) критических загрузок остановленных реакторов. Применительно к этой задаче целесообразно рассмотреть большинство из описанных трансмутационных установок.

13. Рассмотрена эффективность введения специализированного трансмутатора в ЗТЦ для «сжигания» МА, выделенных из ОЯТ ВВЭР и БРЕСТ БР. Показано, что в этом случае снижается радиотоксичность РАО в 2−3 раза при периодах их выдержки 10−200 лет по сравнению со сценарием трансмутации всех МА в БРЕСТ. При более длительных периодах выдержки РАО (более 500 лет) различий в радиотоксичности для обоих сценариев практически нет. Т. е. для решения задачи трансмутации долгоживущих МА при развитой системе быстрых реакторов нет необходимости в создании специализированных трансмутаторов.

14. Рассмотрена возможность трансмутации осколочных йода и технеция в торцевом экране реакторов типа БРЕСТ. Показано, что реально достижимая скорость трансмутации в реакторе БРЕСТ-1200 составляет 30 (йод-129) или 58 (технеций-99) кг за эффективный год облучения. В самом БРЕСТ-1200 за это время образуется 4,4 кг 1291 и 29 кг 99Тс, т. е. в нем может осуществляться трансмутация собственных долгоживущих нуклидов и выделенных из ОЯТ ТР.

15. Нитридное топливо реакторов типа БРЕСТ непригодно для изготовления ядерных зарядов, если в процессе регенерации и фабрикации уран и плутоний не разделяются, и содержание плутония в уран-плутониевой смеси не повышается до 24% на всех стадиях передела. Если на какой-либо стадии регенерации топливо переводится в металлическое состояние, то содержание плутония в нем не должно повышаться по сравнению принятым для реактора БРЕСТ уровнем. И в этом случае по своим размножающим свойствам будет соответствовать принятому критерию удовлетворения требованиям нераспространения.

Минорные актиноиды могут представлять потенциальную опасность как материал для изготовления ядерного заряда по причине малых величин критмасс. По этой причине выделять их в отдельные фракции нежелательно и предпочтение следует отдать гомогенному типу их трансмутации (т.е. в виде небольшой добавки в уран-плутониевому топливу) в активной зоне быстрого реактора. Но даже в случае выделения изотопных смесей америция и кюрия в отдельные фракции (без выделения отдельных изотопов) их оружейное использование крайне затруднено по причине высокой радиоактивности. Опасение может вызывать лишь нептуний.

16. Рассмотрены потенциал развития мощностей ТР с торий-урановым ТЦ и радиационные характеристики образующихся в торий-урановом цикле долгоживущих РАО. При реализации бридерного режима (КВ не менее 1) в торий-урановом ТЦ при регенерации топлива равновесного состава образуются долгоживущие РАО (актиниды и продукты их распада), радиационные характеристики близки к соответствующим характеристикам РАО из равновесного уран-плутониевого ТЦ при одинаковой энерговыработке. При этом состав РАО существенно различается — в ТЬ-и ТЦ основной вклад в ПБО вносят уран-233 и протактиний 231.

Рассмотрены сценарии ввода параллельно развивающегося уран-плутониевой энергетике торий-уранового цикла с 2050 года. Предполагается, что этот цикл вводится в реакторах типа ВВЭР-1000 (КВ=0,8), уран-233 для критзагрузок и подпитки нарабатывается в экране реакторов БРЕСТ 1200 с КВЗ=0,05+0,1 для урана-233. Рассмотрен открытый ТЦ и замкнутый ТЦ с выдержкой ОЯТ 1 год. Показано, что в открытом ТЦ к 2100 году может быть введено 12−19 ГВт (КВЗ 0,05−5-0,1), к 2200 г. — 26+39 ГВт. В замкнутом ТЦ к 2100 году может быть введено 21 ГВт (КВЗ=0,1), к 2200 г. — 63 ГВт (равновесное состояние).

Введение

открытого ториевого цикла для ТР делает невозможным достижение радиационной эквивалентности.

Введение

замкнутого ториевого цикла в ТР существенно затрудняет достижение радиационной эквивалентности. Потребуется дополнительно к МА из ОЯТ ТР, работающих на обогащенном уране, организовывать трансмутацию МА из ОЯТ торий-уранового цикла и кроме этого — трансмутировать протактиний-231 и добиваться малой потери урана в отходы.

17. Проведен анализ экспериментальных данных и результатов расчетного анализа экспериментов на стендах БФС-1, БФС-2 и БР-1 (1999;2004 г. г.) по определению сечений актинидов в быстром спектре нейтронов. Для всех экспериментов проведено сравнения рассчитанных и измеренных величин. Показано, что для основных актинидов ядерного топлива (уран-235,238, плутоний-239,240,241,242, америций-241) эффективные (усредненные по спектру нейтронов) сечения деления и измеренные сечения поглощения известны с точностью не хуже 10%. Наиболее высокие расхождения расчетов и экспериментов наблюдается для сечений деления пороговых изотопов: плутония-238 (18,3%), тория-232 (11,7%), америция-243 (12,3%), юория-244 (25,7%), юория-245 (15,5%), урана-236 (20%), а также сечения радиационного захвата урана-238 (17%). Проведено исследование влияния отмеченных расхождений на долговременный радиационный баланс ядерной энергетики и предложенных практических решений по стратегии обращения с актинидами в трансмутационном топливном цикле ЯЭ. Показано, что отмеченные расхождения в сечениях слабо влияют на полученные автором результаты, соответственно дополнительно уточнять сечения изотопов актинидов исходя из проблемы обращения с РАО нет необходимости.

18. Разработаны критерии и требования к радиохимическим технологиям, реализующим радиоэквивалентный подход к обращению с РАО и технологическую поддержку нераспространения в ЗТЦ широкомасштабной энергетики. На основе этих критериев и требований были разработаны принципиальные технологические схемы, по большинству — проведено теоретическое и лабораторное экспериментальное обоснование ключевых этапов. Для выполнения технико-экономического анализа технологических схем, проведенного во ВНИПИЭТ, были отобраны 6 предложений. При отборе технологических схем принималось во внимание с одной стороны научный задел и перспективу промышленной реализации (пять направлений), с другой стороны — надежда на гарантированное неразделение урана и плутония (металлургическая технология). Проведенные ТЭИ по рассмотренным технологическим схемам в целом позволяют сделать вывод об их пригодности для решения задач, предъявляемых к технологическому процессу пристанционной регенерации ОЯТ РУ БРЕСТ. Используемые технологические процессы в рассматриваемых вариантах технологий, последовательность проведения операций после их доработки обеспечивают регенерацию ОЯТ без разделения урана и плутония и позволяют получать смешанный мононитрид, пригодный для изготовления топливных таблеток. Объективные причины, которые препятствуют реализации рассматриваемых технологий в промышленном масштабе, при достижении требуемой производительности, отсутствуют. Технологические схемы по стоимости переработки ОЯТ достаточно близки между собой, средняя стоимость переработки составляет 355 долл. США/кг (в ценах 2001 г.), при этом наименее затратными являются пирометаллургическая (-28%) и газофторидная (-14,5%) технологии.

19. Основные элементы ЗТЦ БР крупномасштабной энергетики были реализованы в виде пристанционном ядерном топливном цикле (ПЯТЦ) в рамках проекта АЭС с опытно-демонстрационным реактором БРЕСТ-ОД-ЗОО. ПЯТЦ сдержит этапы, традиционно рассматриваемые в замкнутом топливном цикле быстрых реакторов, за исключением цикла воспроизводящих экранов. Весь циклический оборот топлива сосредоточен в здании реактора и примыкающем к нему здании топливного цикла. Для хранения радиоактивных отходов на площадке АЭС имеется хранилище. По проекту ПЯТЦ реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО обслуживает замкнутый цикл топлива для реакторов БРЕСТ-ОД-ЗОО и БН-800 с нитридной активной зоной. Проект показал, что нет принципиальных трудностей, которые препятствуют созданию ПЯТЦ, основные требования к ЗТЦ крупномасштабной ЯЭ в нем могут быть реализованы.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.