Замкнутый ядерный топливный цикл

www.rosatom.ru 2

Деление ядра

Выделение энергии в ядерных реакторах происходит за счёт деления ядер урана и плутония. В реакторах на тепловых нейтронах (ТР) делению подвергаются радиоактивные изотопы урана-235 и плутония-239. Уран–238, составляющий в исходном ядерном топливе (обогащённом уране) 95%, на тепловых нейтронах не делится совсем, а поглощая нейтрон превращается, в конечном итоге, в плутоний-239.

В реакторах на быстрых нейтронах (БР) уран–238 под действием быстрых нейтронов также поглощает быстрые нейтроны с образованием плутония–239. При чём образование из урана-238 под действием быстрых нейтронов плутония-239 происходит значительно эффективней, поэтому БР могут нарабатывать плутоний-239 существенно больше, чем ТР (коэффициент воспроизводства ядерного топлива в БР может быть больше 1).

Так как плутоний-239 делится под действием тепловых и быстрых нейтронов, то за счёт его использования в качестве ядерного топлива вовлекается в ядерный топливный цикл уран-238, которого в природном уране содержится более 99%.

www.rosatom.ru 3

Открытый ядерный топливный цикл

Использование тепловых реакторов (ТР) в открытом ядерном топливном цикле (ОЯТЦ) приводит к высокому потреблению природного урана. ОЯТЦ ТР характеризуется низкой эффективностью использования природного урана (менее 1 %), так как используется только радиоактивный изотоп (уран-235).

Радиохимические технологии позволяют выделить из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и регенерировать для повторного использования более 95 % остающегося урана-238 и урана-235, а также образовавшегося плутония-239 (из урана-238).

Обогащение

Конверсия

Добыча

Фабрикация

АЭС на тепловых нейтронах (типа ВВЭР)

Хранилище ОЯТ Радиоактивные

отходы

Электричество Концентрат

0,7 % урана-235 99,3 % урана-238

5 % урана-235 95 % урана-238

1 % урана-235 1 % плутония-239 4 % продукты деления 94 % урана-238

Отвалы урана-238

www.rosatom.ru 4

Возникающие проблемы существующей ядерной энергетики при увеличении количества АЭС

Увеличение стоимости урана Увеличение добычи природного урана

Затраты на создание и эксплуатацию специальных

хранилищ ОЯТ Увеличение количества ОЯТ

ВЫХОД

Реакторы на быстрых нейтронах и замыкание ядерного топливного цикла

www.rosatom.ru 5

Стратегическая задача атомной отрасли

Поэтапное создание единой системы промышленных технологий замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах для: организации долгосрочного (сотни лет) топливообеспечения крупномасштабной атомной энергетики; укрепления научно-технического потенциала России в области реакторостроения и обеспечивающих их эксплуатацию технологий; сохранения долгосрочной конкурентоспособности атомной энергогенерации.

www.rosatom.ru 6

Развитие атомной энергетики, как и любой другой высокотехнологичной отрасли, должно основываться не только на существующих разработках, но и на инновационных проектах. Пример инновационного подхода в энергетике — реакторы на быстрых нейтронах, в строительстве и эксплуатации которых Россия является признанным лидером. Они позволят сделать атомную энергетику еще более безопасной и решить целый ряд экологических проблем.

Единственный в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-600 сооружен и эксплуатируется на Белоярской АЭС с 1980 года

Развитие быстрой атомной энергетики

www.rosatom.ru 7

Замкнутый ядерный топливный цикл

Замкнутый ядерный топливный цикл - цикл, в котором отработавшее ядерное топливо, выгруженное из реактора, перерабатывается для извлечения урана и плутония для повторного изготовления ядерного топлива.

В замкнутом топливном цикле ОЯТ после выдержки во временном хранилище перевозится на перерабатывающий завод для переработки. После переработки наработанный в ОЯТ плутоний, как и оставшийся уран, могут повторно использоваться для производства ядерного топлива. При этом только небольшая часть полезного делящегося материала (примерно 1%) в процессе переработки и изготовления ядерного топлива теряется и переходит в радиоактивные отходы. Использование ОЯТ для изготовления топлива (рециклинг) способствует более эффективному использованию природного урана, сокращая его затраты на единицу установленной мощности АЭС.

www.rosatom.ru 8

Урана–238, находящегося в ОЯТ и в обедненном гексафториде урана (ОГФУ), оставшемся после обогащения, хватит на несколько сотен лет

www.rosatom.ru

Реакторы на быстрых нейтронах

Смешанное оксидное и плотное топливо для реакторов на быстрых нейтронах

Новые требования ЗЯТЦ

Новые виды топлива

Смешанное оксидное и плотное топливо

Новые материалы

Радиационно- и термо- стойкие материалы

Новые способы переработки ОЯТ

Сухие способы переработки ОЯТ с окончательным удалением РАО

Новые требования к безопасности

Внутренне присущая безопасность, исключающая аварии с выходом радиации наружу энергоблока

Новый уровень экологической безопасности за счет многократного снижения объемов отработавшего ядерного

топлива и радиоактивных отходов

www.rosatom.ru

Определение приоритетных направлений и проектов

Краткосрочный

Среднесрочный

2012

2020

2040

Оптимизация технологии

ВВЭР

Замкнутый топливный цикл с быстрыми

реакторами + модернизация ВВЭР

Сохранение конкурентоспособности на мировом рынке

Технологическое лидерство и долгосрочные позиции на рынке

Освоение перспективной технологии

1

2

www.rosatom.ru 11

СВБР-100 Теплоноситель – свинец-висмут Мощность: Электрическая -100 МВт

Реакторы на быстрых нейтронах

БРЕСТ Теплоноситель - свинец Мощность: Электрическая –1200 МВт

БН-1200: Теплоноситель - натрий Мощность: Электрическая - 1200 МВт

АПЛ-705

Свинцово- висмутовый

стенд 1951 1971

Продукт для региональной энергетики РФ

Продукт для отрасли

Продукт для мира

1. Технология с «естественной безопасностью» 2. ЗЯТЦ с пристанционным топливным циклом.

+ Лучшие решения

БН-600 Белоярская

АЭС

БН-350 1973 1980

2015

БН-800

www.rosatom.ru

Новая технологическая платформа на основе ЗЯТЦ с БР

12

В настоящее время разработки технологий быстрых реакторов и замкнутого ядерного топливного цикла ведутся в рамках федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» в состав которой входит проект создания Новой технологической платформы атомной энергетики. Проект создания Новой технологической платформы входит в число ведущих проектов Комиссии при Президенте Российской Федерации по модернизации и техническому развитию экономики России.

Технологии создания перспективных реакторов на быстрых нейтронах

Новые виды ядерного топлива и конструкционных материалов

Технологии переработки ОЯТ и обращения с РАО

В рамках проекта НТП разрабатываются:

www.rosatom.ru

Общие сведения

13

Дата создания: Утверждена Правительством РФ: 1 апреля 2011 года Организация-координатор Платформы: Блок по управлению инновациями Госкорпорации «Росатом» (БУИ). СОСТАВ УЧАСТНИКОВ: Общее число организаций-участников – 30 Научные и образовательные организации – 19 ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ», ОАО «НИКИЭТ», ОАО «ГНЦ НИИАР», ОАО «ВНИИНМ», ОАО «ОКБМ» Африкантов», НИЯУ «МИФИ» и др. Промышленные предприятия - 8 ОАО «СХК», ФГУП «ГХК», ФГУП «ПО «Маяк», ОАО «МСЗ» и др. Коммерческие структуры – 3 ОАО «АКМЭ-инжиниринг» и др.

www.rosatom.ru

(«триумвират»*: научный руководитель, главный конструктор, главный инженер

проекта)

Структура технологической платформы

Выявление и реализация технического и кадрового потенциала Формирование центров ответственности без создания новых юридических лиц Сетевое планирование ресурсов Персональная ответственность участников «триумвирата» за результат

БРЕСТ-ОД-300 БН-1200 ….

Центры ответственности реализации проектов Реализация проектов

Технический комитет

Координационный совет

Научно-технические

решения

Принятие решений о

реализации и коррек-тировке

проектов Платформы

Органы управления Платформы Функции Принципы

* «триумвират» формируется по каждому проекту

«триумвират»* «триумвират»*

Группа управления проектом (ГУП)

www.rosatom.ru

КЛЮЧЕВЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ ДЕЯТЕЛЬНОСТИ

15

• приоритетный проект «Прорыв», направленный на создание научно-технологической базы крупномасштабной ядерной энергетики естественной безопасности и предусматривающий создание опытно-демонстрационного комплекса в составе энергоблока с реактором на быстрых нейтронах и пристанционного блока по переработке отработавшего ядерного топлива, фабрикации и рефабрикации плотного топлива;

• разработка и сооружение опытно-промышленного энергоблока с реакторной

установкой на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем (СВБР) для региональной энергетики;

• модернизация существующей и создание новой экспериментально-стендовой базы для обоснования физических принципов, проектно-конструкторских решений, анализа и обоснования безопасности реализации основных научно-технологических решений инновационной атомной энергетике;

• создание производства уранплутониевого оксидного топлива (резервного) для

реакторов на быстрых нейтронах.

www.rosatom.ru

Основные проведенные мероприятия и полученные результаты

16

Основные проведенные мероприятия: - проведено 13 заседаний Координационного совета и 74 заседаний

Технического комитета;

Основные результаты работ: - осуществлено техническое перевооружение топливного комплекса по изготовлению уранплутониевого оксидного топлива на основе технологии виброуплотнения, обеспечивающего производство 60 ТВС в год; - создана лаборатория отработки и демонстрации технологии обращения с РАО; - разработаны эскизный проект активной зоны реактора БН-1200 с нитридным топливом, первая версия системы кодов для обеспечения приоритетных задач расчетного обоснования безопасности разрабатываемых быстрых реакторов и 7 технологий мирового уровня; - определены основные конструктивные решения реакторной установки СВБР для региональной энергетики.

www.rosatom.ru

АНОНС МЕРОПРИЯТИЙ

17

Реконструкция и техническое перевооружение лабораторного комплекса для отработки и экспериментального обоснования инновационных пирохимических технологий для замкнутого топливного цикла (ФГУП «ВНИИТФ», ЗАТО Снежинск, Челябинская область) – ноябрь 2013 г. Разработка проектной документации многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах, СВБР и модулю фабрикации плотного нитридного топлива – декабрь 2013 г. Ввод в эксплуатацию производства уранплутониевого оксидного топлива для реакторов на быстрых нейтронах производительностью 400 ТВС в год, ФГУП «ГХК», г. Железногорск, Красноярский край – декабрь 2014 г.

www.rosatom.ru

КОНТАКТНАЯ ИНФОРМАЦИЯ

18

Адрес: г. Москва, Б. Ордынка, д.24. Ильина Наталья Александровна - заместитель директора Блока по управлению инновациями Госкорпорации «Росатом», координатор Платформы. т. +7 (499) 949 48 67, e-mail: NAIlyina@rosatom.ru

www.rosatom.ru 19

Приложение

www.rosatom.ru

Протекание физической реакции в реакторе

Основная часть реактора - активная зона, где сосредоточено ядерное горючее и протекает цепная реакция деления и выделяется энергия. Количество горючего, необходимое для поддержания управляемой цепной реакции,- критическая масса . Ядерное горючее размещается, как правило, внутри тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов ). В конце срока службы (кампании) ТВЭЛы полностью или частично извлекаются и заменяются новыми. Для удобства загрузки ТВЭЛы собираются тепловыделяющие сборки (ТВС).

По спектру нейтронов ядерные реакторы подразделяются на быстрые (без замедления нейтронов), в которых деление ядер происходит на быстрых нейтронах (со ср. энергией порядка сотен кэВ) и тепловые (с замедлением нейтронов), в котоых деление ядер происходит на тепловых нейтронах;

Основные процессы, протекающие в активной зоне : деление ядер, радиационный захват, упругое и неупругое рассеяния нейтронов. При делении первичный нейтрон поглощается ядром, ядро распадается и в результате образуются обычно два радиоактивных осколка и испускается в среднем 2.4 вторичных нейтронов.

Образующиеся в процессе деления ядер осколки находятся в широком диапазоне атомных массовых чисел: примерно от 70 до 160 а. е. Они переходят в стабильное состояние после нескольких последовательных распадов.

Полная энергия, выделяемая при одном акте деления, ~200 МэВ. Выгорание 1 г ядерного горючего даёт энергии 1 МВт сутки.

На всех ядрах, в т. ч. делящихся, а также на накапливающихся осколках происходит реакция радиационного захвата, при которой поглощается нейтрон и испускаются g-кванты.

При поглощении нейтронов ядрами 238U после двух последовательных b-распадов образуются ядра 239Рu, т. е. имеет место воспроизводство ядерного горючего (делящегося материала). В результате последовательного радиационного захвата нейтронов ядрами топлива в активной зоне реактора накапливаются высокорадиоактивные трансурановые изотопы.

www.rosatom.ru

Коэффициент воспроизводства

Коэффициент воспроизводства КВ – характеризует отношение вновь образовавшегося плутония в результате захвата избыточных нейтронов ядрами сырьевого изотопом урана-238 к «сгоревшему» делящемуся ядерному материалу

В быстрых реакторах размножителях где КВ больше 1, делящиеся материалы (плутоний или уран-235 ) нужны лишь для стартовой загрузки, в в повторных циклах (рецикле) в качестве добавляемого (внешнего) сырья может использоваться обедненный уран

• Быстрые реакторы с КВ больше единицы могут нарабатывать избыточное топливо (делящийся ядерный материал) для ввода новых быстрых реакторов или для работы тепловых реакторов в период исчерпания дешевого природного урана

• Тепловые реакторы также нарабатывают плутоний. КВ у этих реакторов значительно меньше 1, для реакторов типа ВВЭР КВ составляет ~0.5

• Максимальный КВ для быстрых реакторов зависит от плотности топлива • БН-1200 (МОКС) – 1.2; БН-1200 (нитрид) – 1.4; На металлическом

топливе возможно достичь КВ - 1.6 • При отсутствии необходимости наработки избыточного плутония для

ввода новых реакторов или подпитки тепловых реакторов быстрые реакторы могут работать и с КВ равным или меньшим 1.