Возможность решения проблемы обращения с ОЯТ с помощью

многократного рецикла РЕМИКС топлива в тепловых реакторах

1. Введение. Проблема накопления ОЯТ.

2. Организация ЗЯТЦ РТН с использованием РЕМИКС топлива.

3. Вовлечение в ЯТЦ накопленного ОЯТ.

4. ОДЦ на ГХК и РЕМИКС топливо.

5. Выводы.

Конференция АтомЭко-2012 Москва 16-17 октября 2012 года

Федоров Ю.С. Зильберман Б.Я., Бибичев Б.А. ФГУП НПО РИ, СПб

Введение

В настоящее время в мире по данным МАГАТЭ производят электроэнергию более 400 энергоблоков общей мощностью ~ 370 ГВт. Во всем мире уже накоплено более 300 тыс. тонн ОЯТ и ежегодно из реакторов выгружается более 10 тыс. тонн ОЯТ, при этом на переработку поступает ОЯТ менее 2000 т ОЯТ/год во Франции, России и ряде других стран. Большинство стран занимают выжидательную позицию и, как правило, хранят ОЯТ в специальных хранилищах.

Соотношение накопления и переработки ОЯТ в России

Использование топлива из регенерированных урана и плутония

в тепловых реакторах

REMIX - REgenerated MIXture of U, Pu oxides

РЕМИКС топливо изготавливается из смеси урана и плутония, выделенных из ОЯТ в ходе переработки с добавлением

обогащенного природного урана с содержанием 235U около 16-17%.

РЕМИКС топливо позволяет многократно рециклировать все количество урана и плутония из ОЯТ при 100% загрузке активной зоны реактора ВВЭР-1000 таким топливом.

Состав различных типов ядерного топлива для тепловых реакторов:

1. Топливо из UO2 (3,5 – 4,5 % 235U + 238U) – один цикл, перерабатываемое

2. МОКС топливо (5 -7 % 239Pu + 238U) – один цикл, неперерабатываемое

3. РЕМИКС топливо (1% 239Pu + 3% 235U + 238U) – многократное рециклирование, перерабатываемое

Рециклирование регенерированных урана и плутония в реакторах ВВЭР-1000 в виде

РЕМИКС топлива

Схема рециклирования регенерированных урана и плутония в реакторе ВВЭР-1000 в виде РЕМИКС топлива

ВВЭР-1000

Переработка ОЯТЗахоронение

отвержденных ВАО

Хранение ОЯТ

Неразделенная смесь регенерированных

U и Pu

Изготовление ТВС из (U-Pu)O2

Рециклирование U и Pu

Обогащенный природный уран

Рециклирование U и Pu в ВВЭР-1000 Таблица 1. Содержание изотопов U и Pu в регенерируемом РЕМИКС

топливе (кг/т U) реактора ВВЭР-1000 (количество U и Pu из ОЯТ - 80%, обогащенный уран - 20%, 4-х летний ТЦ, выгорание 49.2 ГВт·сут/т, выдержка 5 лет)

Состав РЕМИКС топлива перед рециклом Нуклиды

1-й 3-й 5-й 232U 2.4·10-6 5.65·10-6 7.3·10-6 235U 41.71 43.12 44.65 236U 4.71 9.74 12.19

238Pu 0.24 0.76 0.98 239Pu 5.38 7.25 7.23 240Pu 2.54 3.65 3.71 241Pu 1.13 1.78 1.86 242Pu 0.71 1.90 2.67

ΣPu 10.0 15.34 16.45 239+241Pu+ 235U 48.2 52.15 53.74

Таблица 2. Содержание изотопов U и Pu в ОЯТ UO2, ОЯТ РЕМИКС и ОЯТ МОКС

топлива для реактора ВВЭР-1000, кг/т U (4-х летний ТЦ, выгорание 49,2 ГВт·сут/т, выдержка 5 лет)

ОЯТ РЕМИКС после рецикла Нуклиды ОЯТ UO2 1-й 3-й 5-й ОЯТ МОКС после

1-го рецикла 232U 3.05·10-6 5.47·10-6 8.25·10-6 9.75·10-6 4.64·10-6

235U 9.11 12.01 14.62 15.47 0.58 236U 5.89 9.54 13.95 16.19 0.074

238Pu 0.30 0.70 1.12 1.30 2.91 239Pu 6.72 8.02 9.06 9.02 38.30 240Pu 3.18 4.04 4.65 4.63 36.38 241Pu 1.41 1.97 2.32 2.32 13.55 242Pu 0.89 1.83 2.91 3.65 12.15 ΣPu 12.5 16.56 20.05 20.92 103.29

239+241Pu+ 235U 17.24 21.88 26.01 26.81 52.44

Таблица 3. Энергетический потенциал ОЯТ UO2, ОЯТ РЕМИКС и ОЯТ МОКС для ВВЭР-1000 (4-х летний ТЦ, выгорание 49, 2 ГВт·сут/т, выдержка 5 лет)

ОЯТ РЕМИКС после рецикла Тип топлива

Природный уран

ОЯТ UO2 1-й 3-й 5-й

ОЯТ МОКС после 1-го рецикла

Содержание, 235U вес.%

0,71 1,11 1,28 1,37 1,31 0,44

Энергетический потенциал ОЯТ РЕМИКС топлива, т.е., сумма делящихся изотопов урана и плутония за вычетом количества делящихся идущих на компенсацию четных изотопов (236U, 240Pu и 242Pu), остается практически постоянным при рециклировании, обеспечивая стабильность при изготовлении РЕМИКС топлива. В данном случае, энергетический потенциал ОЯТ РЕМИКС больше такового 1,6 – 1,8 и 3 раза для природного урана и ОЯТ МОКС топлива, соответственно. .

ОЯТ РЕМИКС топлива является ценным источником делящихся нуклидов

ОЯТ РЕМИКС топлива является ценным источником делящихся нуклидов

Таблица 4. Обогащение урана для подпитки РЕМИКС топлива, потребление природного урана и изменение

работы разделения при производстве уранового и РЕМИКС топлива для одной ТВС

Таблица 4. Обогащение урана для подпитки РЕМИКС топлива, потребление природного урана и изменение

работы разделения при производстве уранового и РЕМИКС топлива для одной ТВС

Исходное РЕМИКС топливо Тип топлива

Исходное топливо из UO2

перед 1-м рециклом

перед 3-м рециклом

перед 5-м рециклом

Обогащение U для подпитки, % вес.

4,33 17,21 16,00 16,28

Потребление природного U в ТВС, кг

2998 2426 2250 2294

Экономия природного U, %

- 19,1 24,9 23,5

Затрата работы разделения на ТВС, кг ЕРР

4306 4403 4055 4142

Экономия работы разделения, %

- -2,2 5,8 3,8

Сравнение рецикла МОКС и РЕМИКС топлива

Хранение после 60 лет работы 12 реакторов:

1. Регенерированный U после переработки ОЯТ из урана 10 200 т

2. Pu в ОЯТ МОКС – 129 т

3. Обедненный U в ОЯТ МОКС – 840 т

ЯТЦ с рециклированием Pu в виде МОКС топлива

Переработка ОЯТ из урана

Производство ТВС

Хранение ОЯТ МОКС

Производство ТВС

Обогащенный UТВС из UO2

ОЯТ

Uрегенер.ВАОPuМОКС

ОЯТ МОКС

Uобедненный

Хранение ВАО Uрегенер. хранение

9 реакторов ВВЭР-1000

3 реактора ВВЭР-1000 (МОКС)

ЯТЦ с рециклирование Pu в виде РЕМИКС топлива

Хранение после 60 лет работы 12 реакторов:

1. Регенерированный U после переработки ОЯТ РЕМИКС - 840 т

2. Pu после переработки ОЯТ РЕМИКС – 18 т

12 реакторов ВВЭР-1000

Хранение ОЯТ

Переработка ОЯТ РЕМИКС

Производство ТВС

U+PuОЯТ РЕМИКС

РЕМИКС

Uобогащ.

ВАО

Таблица. Количество U и Pu в ОЯТ после работы 12 реакторов ВВЭР-1000 в течении 60 лет

Нуклиды, т Использование МОКС топлива

Использование РЕМИКС топлива

Уменьшение, разы

Регенерированный U 10 200 850 12

Pu в ОЯТ 130 18 7,2

Обедненный U(в ОЯТ МОКС топливе)

840 -

Использование в тепловых реакторах U и Pu из накопленного ОЯТ

ВВЭР-1000

Переработка текущего ОЯТ

Захоронение отвержденных

ВАО

Хранение ОЯТ

U, Pu

Изготовление ТВС из (U-Pu)O2

Рециклирование U и Pu

Переработка накопленного ОЯТ

Обогащение регенерированного

UСмешение делящихся

нуклидов (РЕМИКС Б)

Обедненный уран

Pu U

Сокращение объемов накопленных ОЯТ ВВЭР-1000

Нуклиды Состав РЕМИКС топлива перед

рециклом 1-й 3-й РЕМИКС Б

232U 2.4·10-6 5.7·10-6 9.6·10-6 235U 41.7 43.1 36.4 236U 4.71 9.74 21.9

238Pu 0.24 0.76 0.48 239Pu 5.38 7.25 10.7 240Pu 2.54 3.65 5,09 241Pu 1.13 1.78 2.86 242Pu 0.71 1.90 2.26

ΣPu 10.0 15.34 21.39 239+241Pu+

235U 48.2 52.15 50.0

0 10 20 30 40 50 600

5000

10000

15000

20000

25000ОЯТ

РЕМИКС

РЕМИКС Б

Годы

Коли

чест

во О

ЯТ, т

ыс.

т

Изменение количества накопленных ОЯТ ВВЭР-1000 при различных вариантах ЯТЦ для 10 реакторов ВВЭР-1000

Таблица - Состав РЕМИКС топлива при разных вариантах использования

Таблица - Нейтронно-физические характеристики стационарной загрузки активной зоны с топливом из обогащенного природного урана и РЕМИКС

топливом при выгорании 50 ГВт •сут/ т ТМ. Длительность работы реактора между перегрузками 297 эфф. сут

Нейтронно-физические характеристики U-топливоРЕМИКС,рецикл 1

РЕМИКСБ

Среднее обогащение топлива подпитки по сумме (235U+239Pu+241Pu), % мас.

4,33  4,79  5,08

Исходное содержание Pu в топливе, % 0 1,0  2,0

Коэффициент реактивности по температуре теплоносителя, номинальная мощность, начало (конец) кампании, (1/0С·10-5)

- 31,8 (-68,1)

-36,6 (-68,7)

-40,1(-68,4)

Коэффициент реактивности по мощности реактора (полный), номинальная мощность, начало (конец) кампании, (1/МВт) ·10-5

- 0,50 (- 0,71)

-0,56 (-0,73)

-0,59(-0,74)

Эффективная доля эапаздывающих нейтронов деления, номинальная мощность, начало (конец) кампании, %

0,63 (0,56)

0,58 (0,55)

0,55 (0,53)

Эффективность рабочей группы ОР СУЗ, номинальная мощность, начало (конец) кампании, %

0,84 (0,80)

0,74 (0,73)

0,74 (0,75)

Эффективность аварийной защиты при застревании в верхнем положении наиболее эффективного органа СУЗ, номинальная мощность, начало (конец) кампании, %

  7,5 (7,3)

  7,4 (7,3)

 7,2 (7,3)

РЕМИКС топливо позволяет многократно рециклировать все количество урана и плутония из ОЯТ при 100% загрузке активной зоны реактора ВВЭР-1000 таким топливом.

Переработка РЕМИКС топлива на ОДЦ

Проектная схема экстракционного передела ОДЦ на ФГУП ГХК по переработке ОЯТ ВВЭР-1000

Возможная схема экстракционного передела по переработке ОЯТ РЕМИКС топлива на ОДЦ ФГУП ГХК

1. Использование РЕМИКС ОЯТ в реакторах ВВЭР-1000 со 100 % загрузкой активной зоны сократит потребление природного урана и обеспечит полное рециклирование урана и плутония при обеспечение требований нераспространения делящихся нуклидов.

2. Рециклирование РЕМИКС топлива не требует прямого обогащения регенерированного урана, в то время как работа разделения остается постоянной по сравнению с открытым ЯТЦ.

3. В качестве подпитки к РЕМИКС топливу вместо обогащенного природного урана может применяться обогащённый регенерированный уран вместе с плутонием, что приведет к постепенному вовлечению в ЯТЦ тепловых реакторов уже накопленных запасов ОЯТ.

4. Создающийся ОДЦ на ФГУП ГХК может быть использован для демонстрации ЗЯТЦ РТН с использованием РЕМИКС топлива.

ВЫВОДЫ