Краткий обзор работ развёрнутых в России по утилизации плутония


Производственные мощности для МОКС-топлива



страница6/9
Дата10.01.2018
Размер2.22 Mb.
ТипКраткий обзор
1   2   3   4   5   6   7   8   9

Производственные мощности для МОКС-топлива
Минатом не заинтересован в строительстве долговременных хранилищ плутония, предлагая хранение в форме, допускающей быстрое его использование в качестве топлива для АЭС. Таким образом, временные хранилища плутония располагаются на площадках, где в дальнейшем будут построены (или уже строятся) заводы по производству урано-плутониевого топлива.

Первый завод, который строится в Челябинске-65 на ПО «Маяк», с проектной мощностью 1,3 т плутония, должен быть введен в эксплуатацию в 2000 г. Проект осуществляется совместно с Францией с 1993 г. Новый завод по производству MOКС-топлива будет пятым по счету на ПО «Маяк».

Первые исследования по использованию плутония в качестве топлива в реакторах на быстрых нейтронах проводились в 60–70-х гг. ХХ века, при этом было использовано около одной тонны плутония для создания экспериментальных топливных сборок для реакторов типа БН. На сегодня все четыре установки остановлены.

Второй завод по производству MOКС-топлива предполагается построить в Красноярске-26, но проект находится в начальной стадии разработки.

MOКС-топливо планируется использовать на строящейся Южно-Уральской АЭС (расположенной в Челябинске-65), которая будет состоять из трех энергоблоков с реакторами типа БН-800.

Экспериментальное использование плутония в качестве топлива было осуществлено в нескольких реакторах. В экспериментальном реакторе на быстрых нейтронах БР-10 в Физико-энергетическом институте прошли испытания двух активных зон из оксида плутония оружейного состава. В реакторе БОР-60 в Научно-исследовательском институте ядерных реакторов в г. Димитровграде были испытаны и исследованы большие партии ТВЭЛов из смешанного урано-плутониевого топлива, изготовленного по разным технологиям с плутонием различного изотопного состава. Этот реактор был пущен в 1969 г. и в течение многих лет работает на смешанном оксидном топливе на основе энергетического плутония. В реакторе БН-350 на Шевченковской АЭС в Казахстане прошли реакторные испытания смешанного топлива, содержащего 350 кг оружейного плутония. Реактор был пущен в 1973 г. К настоящему времени в реакторах БН-350 АЭС в Казахстане и БН-600 Белоярской АЭС испытано около 2 тыс. ТВЭЛов на основе плутониевого топлива.

Проект реактора БН-800 Южно-Уральской АЭС рассчитан на использование 2,3 т плутония для начальной загрузки и 1,6 т для ежегодной подпитки.

Производство и технология изготовления таблеточного оксидного урано-плутониевого топлива для ТВЭЛов энергетических реакторов. Краткое описание

Технология предусматривает два варианта подготовки топлива для изготовления таблеток: 


– путем механического смешивания исходных порошков диоксидов урана и плутония; 
– путем изготовления таблеток из химически соосажденных порошков (U, Pu)О2 в присутствии поверхностно-активных веществ.

Основные технические характеристики

В первом варианте применен смешивающий аппарат, что позволило сократить время смешивания с 16–24 ч до нескольких минут при одновременном измельчении и уплотнении частиц порошка. Этот вариант обеспечивает получение гомогенной структуры таблеток с повышенной плотностью.

По второму варианту производится соосаждение солей урана и плутония из раствора с образованием малопылящих гранул.

При прессовании таблеток применена сухая связка – стеарат цинка, что позволило существенно улучшить технологический процесс и повысить качество таблеток.

В настоящее время рассматривается возможность строительства установки промежуточной производительности для обеспечения МОКС-топливом восьми реакторов типа ВВЭР-1000 и быстрых реакторов БН-600 и БН-800. Установка проектируется на основе опыта, технологии и оборудования по производству МОКС-топлива в г. Ханау (Германия). При масштабе производства ~1 т по плутонию в год стоимость МОКС-топлива почти вдвое превышает стоимость уранового топлива. Возможности по созданию долговременного МОКС-производства на основе установки ограничены в основном из-за малого ресурса основного оборудования. Для обеспечения экономичности эффективного использования такой установки в программе должны быть осуществлены дополнительные мероприятия по повышению ее производительности и увеличению ресурса.

Использование МОКС-топлива. Нераспространение ядерных материалов

Минатом России разворачивает работы по утилизации российского плутония, извлекаемого из ядерного оружия, и использованию его в виде МОКС-топлива для реакторов различного типа, в том числе для использования в быстрых реакторах.

В связи с предстоящим переходом от ограниченного использования технологий обращения с плутонием, извлекаемым из боеприпасов, к крупномасштабным работам по разборке боеприпасов, растворению плутония, конструированию и изготовлению МОКС-топлива, его промышленному использованию на АЭС с реакторами типа ВВЭР и БН, обращению с отработавшим МОКС-топливом и образующимися при этом РАО, а также к регулярным перевозкам плутоний-содержащих материалов необходимо сразу отметить, что:
  • федеральные нормы и правила обеспечения ядерной и радиационной безопасности при реализации перечисленных работ отсутствуют;
  • ведомственная нормативная база не может быть использована, т.к. носит закрытый характер («секретно» и «совершенно секретно») и охватывает узкий круг технологий оружейного характера, не предусматривавших использование оружейного плутония в качестве компонента топлива АЭС;
  • вопрос обеспечения ядерной и радиационной безопасности при утилизации плутония (в том числе контроль состояния защиты персонала, населения, окружающей среды) изучен недостаточно. Особого внимания требует вопрос об обращении с радиоактивными отходами, содержащими соединения оружейного плутония.

В таблицах 25 и 26 приведены радиационные характеристики необлученных ТВС БН-600 с различными видами топлива и радиационные характеристики отработавших ТВС БН-600, соответственно.

     Таблица 25

Топливо

Интенсивность излучения, с-1

нейтронного

гамма-излучения

UO2

4,8б102

2,9б109

Смешанное:

  

оружейный плутоний

6,7б105

1,1б1012

энергетический плутоний

3,6б106

7,6б1012

     Таблица 26

Топливо

Интенсивность излучения, с-1

нейтронного

гамма-излучения

UO2

1,2б105

4,52б1014

Смешанное (оружейный плутоний)

3б106

5,17б1012

Из выступления В. Михайлова на заседании РАН: «...Оружейный плутоний получен с колоссальными затратами труда. Он в 4 раза дороже 90-процентного урана-235...

...стоимость вырабатываемого ими электричества достаточно высока, причем 1 кВт•ч, полученный на реакторе на быстрых нейтронах, в 2 раза дороже по сравнению с легководным...

...1% плутония-240 в 1 кг материала дает 104 нейтронов в секунду. Работа с промышленным плутонием, в том числе изготовление топлива, перевозка и т.д., очень сложна».

На пути использования МОКС-топлива в реакторах существуют экономические препятствия. МОКС-топливо дороже топлива из обогащенного урана. В чем причина высокой стоимости плутониевого топлива (которая остается таковой даже в предположении, что переработка топлива производится бесплатно)? Прежде всего в обилии на мировом рынке дешевого природного урана и дешевизне и доступности его обогащения. Эти два фактора приводят к тому, что стоимость обогащенного урана достаточно низка. Если предположить, что стоимость природного урана составляет 40 долл. за 1 кг и стоимость обогащения – 100 долл. за единицу разделительных работ (ЕРР), то обогащенный уран будет стоить около 1100 долл. за 1 кг. Цена же производства топливных элементов с МОКС-топливом оказывается заметно выше. Минимальная стоимость производства 1 кг МОКС-топлива составляет 1300–1600 долл. На практике стоимость оказывается еще выше. Стоимость МОКС-топлива еще более возрастает при включении в нее стоимости осуществления мероприятий по обеспечению безопасности хранения и транспортировки плутония, которая заметно выше аналогичной стоимости для уранового топлива.

В таблице 27 приведены отечественные расчеты о стоимости стандартной урановой ТВС РБМК, там же для сравнения приведены аналогичные данные о стоимости стандартной урановой ТВС легководного реактора и эквивалентной ей по энерговыработке ТВС со смешанным урано-плутониевым топливом легководного реактора. Расчет выполнен на основе современных мировых цен по регенерации отработавшего ядерного топлива и изготовлению таких ТВС.

Как следует из данной таблицы, стоимость ТВС РМБК и, соответственно, выработанной электроэнергии примерно в 10 раз больше стоимости эквивалентной ей по энерговыработке стандартной урановой ТВС. Основной вклад в стоимость ТВС со смешанным урано-плутониевым топливом вносят затраты на выделение плутония из ОЯТ. Поэтому стоимость ТВС, изготовляемой из урана и плутония, который выделен из ОЯТ легководного реактора с более высокой концентрацией плутония в нем, будет превышать стоимость стандартного уранового топлива в меньшее число (5 раз). Затраты на хранение урановых ОТВС, отсутствующие в случае переработки ОЯТ, немного уменьшат указанные соотношения (до восьми для РБМК и четырех для легководных реакторов).

Стоимость начальных загрузок быстрых реакторов будущего может достичь 800 млн долл. на блок (примерно 4 т делящегося плутония на 1 ГВт).

Согласно расчетам, выполненным Национальной академией наук (НАН) США в 1995 г., стоимость переработки и производства реакторного топлива на базе низкообогащенного оксида урана (с обогащением 4,4%) составляет 1400 долл. за 1 кг в ценах 1992 г., при условии, что цена 1 кг природного урана составляет 55 долл. за 1 кг. Стоимость производства МОКС-топлива, даже при условии наличия бесплатного плутония (т.е. извлеченного из избыточных ядерных боезарядов), составит 1900 долл. за 1 кг в ценах 1992 г., исключая налоги и страховку. Более высокая стоимость МОКС-топлива означает, что ежегодные затраты на полную загрузку реактора мощностью в 1000 МВт данным видом топлива будут на 15 млн долл. выше, чем на урановое топливо для реактора аналогичной мощности. В течение всего срока эксплуатации реактора разница между МОКС- и урановым топливом будет выше на 450 млн долл. (в ценах 1992 г.), даже если плутоний будет бесплатным. Это эквивалентно примерно 500 млн долл. в ценах 1995 г. Стоимость утилизации отработавшего МОКС-топлива также, вероятно, будет выше стоимости утилизации уранового топлива, поскольку оно более радиоактивно и содержит в 2–3 раза большее количество остаточного плутония.

Ясно, что до тех пор, пока цены на уран относительно низки, использование МОКС-топлива нерентабельно даже при наиболее благоприятных условиях: когда сам плутоний бесплатен, а цены на уран превышают нынешние рыночные цены «спот». Разница в стоимости еще более увеличится, если принять во внимание затраты на репроцессинг, т.к. он потребует в течение всего срока эксплуатации реактора выделения дополнительно сотен миллионов долларов на каждый реактор.

Как отметила НАН США в докладе 1994 г., тот факт, что плутоний представляет собой энергетическую ценность с физической точки зрения, не означает его экономической рентабельности. Нефть, содержащаяся в сланцах, также физически можно использовать в качестве топлива. Но стоимость ее извлечения по сравнению с затратами на добычу нефти из обычных месторождений не позволяет использовать ее, как и плутоний, в качестве экономически выгодного источника энергии. Кроме того, плутоний представляет угрозу с точки зрения распространения ядерного оружия, что также сопряжено со значительными убытками, хотя их и трудно измерить.

Энергетический плутоний имеет другой изотопный состав по сравнению с оружейным, однако его можно использовать в ядерном взрывном устройстве, как это было продемонстрировано Комиссией по атомной энергии США в ходе успешного ядерного испытания, проведенного в 1962 г. Продолжающийся репроцессинг и использование плутония несут двоякую угрозу. Во-первых, растущие запасы коммерческого наработанного плутония подрывают международно-правовые обязательства по разоружению. Репроцессинг плутония, даже если он ведется в коммерческих целях, может восприниматься как создание дополнительных запасов оружейных материалов. В краткосрочной перспективе это может подорвать эффективные глобальные переговоры по прекращению производства расщепляющихся материалов, а в долгосрочном плане – Договор о нераспространении ядерного оружия, согласно статье VI которого государства-участники приняли обязательство вести переговоры в духе доброй воли по выработке эффективных мер по скорейшему прекращению гонки вооружений и ядерному разоружению.

Другая опасность заключается в проникновении плутония на черный рынок. Энергетическая стоимость плутония определяется ценой на уран. Предполагая, что цена 1 кг урана составляет 40 долл., стоимость 1 кг урана-235 достигает 5 600 долл. Поскольку выделение энергии на единицу распада у плутония-239 и урана-235 примерно одинаково, теоретическая цена расщепляющегося плутония эквивалентна примерно 5 600 долл. за 1 кг. Реакторный плутоний также содержит нерасщепляющиеся изотопы, что снижает цену до 4400 долл. за 1 кг. От 6 до 10 кг реакторного плутония достаточно для создания ядерной бомбы, что определяет ее цену в плутониевом эквиваленте от 26 400 до 44 000 долл. Однако ценность плутония на потенциальном черном рынке, где основным стимулом выступает приобретение доступа к ядерному оружию, несомненно, намного превышает приведенные оценки. Опасность проникновения плутония на черный рынок особенно остра в России, где угроза несанкционированного использования возрастает в связи с ослаблением централизованного контроля в сочетании с ростом организованной преступности и трудным экономическим положением.

На рис. 8 представлена схема производства и «сжигания» МОКС-топлива. Утилизация же плутония в реакторах на быстрых нейтронах происходит путем «сжигания» его в активной зоне, что превращает реактор из производителя плутония в его потребителя (необходимо принять во внимание, что это вовсе не означает, что потребляется весь плутоний: в отработанном топливе его содержится лишь немного меньше, чем в «свежем»). С точки зрения ядерного распространения одна из проблем, связанных с бридерами, состоит в том, что ядерные материалы, входящие в ядерное топливо, могут быть использованы снова, и это позволит применять данные реакторы для производства большего количества плутония, включая оружейный.

Концентрация плутония в МОКС-топливе для бридеров существенно выше, чем для легководных реакторов. В целях утилизации плутония Минатом РФ предлагает построить еще два реактора на Южно-Уральской АЭС.

Минатом РФ утверждает, что реакторы БН-800 могут полностью работать на МОКС-топливе. Так, согласно совместному российско-американскому исследованию, они способны на утилизацию 50 т плутония в течение 30 лет. Однако, учитывая серьезность данной проблемы, необходимо провести новые и независимые исследования по этому вопросу.

Состояние работ по использованию МОКС-топлива на АЭ
с реакторами типа ВВЭР-1000

В настоящее время в России имеется 8 действующих и 2 строящихся реактора ВВЭР-1000, расположенных на площадках четырех АЭС в Европейской части России.

Некоторые статистические данные безопасности российских АЭС. Аварии и инциденты на АЭС с ядерными реакторами ВВЭР-1000

     Таблица 28



Атомные электростанции, расположенные на территории России

№ п/п

АЭС

Номер энергоблока АЭС и тип реактора

1

2

3

4

5

1

Балаковская 
АЭС

ВВЭР-1000

ВВЭР-1000

ВВЭР-1000

ВВЭР-1000

ВВЭР-1000

2

Белоярская АЭС

АМБ-100

АМБ-200

БН-600

БН-800

  


3

Билибинская АЭС

ЭГП-6

ЭГП-6

ЭГП-6

ЭГП-6

 
 

4

Калининская 
АЭС

ВВЭР-1000

ВВЭР-1000

ВВЭР-1000

  

  

5

Кольская 
АЭС

ВВЭР-440

ВВЭР-440

ВВЭР-440

ВВЭР-440

  


6

Курская АЭС

РБМК-1000

РБМК-1000

РБМК-1000

РБМК-1000

РБМК-1000

7

Ленинградская АЭС

РБМК-1000

РБМК-1000

РБМК-1000

РБМК-1000

  

8

Нововоронежская АЭС

ВВЭР-210

ВВЭР-365

ВВЭР-440

ВВЭР-440

ВВЭР-1000

9

Смоленская АЭС

РБМК-1000

РБМК-1000

РБМК-1000

  

  

10

Волгодонская АЭС

ВВЭР-1000

ВВЭР-1000

  

  

  


Примечание: энергоблоки 1 и 2 Белоярской и Нововоронежской АЭС находятся в стадии снятия с эксплуатации; блок 5 Курской АЭС, блок 3 Калининской АЭС, блок 2 Волгодонской АЭС и блок 4 Белоярской АЭС находятся в стадии строительства.

За период с 1 января 1991 г. по 31 декабря 2001 г. на российских АЭС произошло 1246 нарушений в их работе.



     Таблица 29

АЭС

1991

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

2001

БалАЭС

50

69

36

24

10

4

5

5

6

5

9

БелАЭС

1

2

1

1

4

2

0

0

2

1

1

БилАЭС

7

8

8

7

8

2

8

11

4

2

1

НВАЭС

14

29

32

27

19

17

21

10

15

15

8

КолАЭС

25

35

44

38

20

18

7

10

11

1

7

КлнАЭС

17

14

7

8

11

11

10

9

6

5

1

ЛенАЭС

19

14

14

5

4

11

4

8

9

14

7

КурАЭС

20

17

16

10

11

14

14

26

21

19

11

СмоАЭС

11

12

13

8

12

8

10

23

16

7

14

Итого:

164

200

171

126

99

88

79

102

90

69

59

Распределение отказов по типу оборудования

     Таблица 30



Тип оборудования

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

2001

Электротехническое

48

50

33

24

23

22

25

31

8

11

Тепломеханическое

75

92

46

45

84

34

53

46

33

17

Электронное (ЭЛО)

55

15

23

8

11

8

2

11

10

5

Контрольно-измерительное(КИП)

17

8

19

12

8

1

4

5

2

10

Прочие

11

4

19

10

8

4

7

9

 

16

     Таблица 31

Причины нарушений 
в работе АЭС

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

2001

Административное
управление (АУ)

64

64

32

32

43

8

7

45

29

28

Изготовление 
оборудования (ИЗ)

23

20

21

8

9

5

7

6

10

4

Проектирование и 
конструирование (ПиК)

43

44

22

17

19

9

11

19

24

11

Ремонт (Р)

14

9

8

3

3

2

3

4

5

3

Прочие

56

34

43

40

23

4

7

16

1

3

Распределение отказов по типу реакторной установки
(в процентах от общего количества отказов)

     Таблица 32



Тип реакторной 
установки

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

2001

ВВЭР-440

27

32

39

26

33

18

16

18

16

8

ВВЭР-1000

46

32

38

35

35

37

18

20

22

17

РБМК-1000

22

25

17

27

32

35

55

46

58

32

ЭГП-6

4

5

6

8

2

10

11

4

3

1

БН-600

1

1

1

4

2

0

0

2

1

1

АЭС с реакторной установкой ВВЭР-1000

Реактор ВВЭР-1000 представляет собой следующее поколение легководных реакторов большой мощности. Электрическая мощность энергоблоков составляет 1000 МВт. Реактор состоит из корпуса, верхнего блока, внутрикорпусных устройств и активной зоны. Корпус с верхним блоком представляет собой сосуд под давлением с размещенным в нем внутрикорпусными устройствами и активной зоной. Активную зону реактора охлаждают четыре петли с теплоносителем.

Для предотвращения перегрева топлива в случае обезвоживания активной зоны смонтирована система, позволяющая быстро залить активную зону водным раствором борной кислоты. При этом не только охлаждается сама активная зона, но в результате попадания бора прекращается цепная реакция. Активная зона состоит из 163 ТВС шестигранной формы с ТВЭлами. В 61 ТВС установлены органы регулирования реактора, каждый состоит из 18 поглощающих элементов. В таблице 33 приведены основные технические характеристики ядерного реактора ВВЭР-1000.

     Таблица 33



Основные технические характеристики ядерного реактора ВВЭР-100

Параметр

Значение

Мощность тепловая номинальная, МВт

3000

Продолжительность работы между перегрузками топлива, месяц

12

Внутренний диаметр корпуса реактора, м

4,136

Количество насосов I контура, шт.

4

Давление теплоносителя I контура, МПа

15,7

Общий расход теплоносителя I контура, м3/час

84800

Температура теплоносителя I контура на входе в реактор, °С

290

Температура теплоносителя I контура на выходе из реактора,°С

320

Количество парогенераторов, шт.

4

Давление пара, МПа

6,27

Температура пара, °С

278,5

Паропроизводительность, т/час

1470

Количество гидроемкостей системы аварийного охлаждения, шт.

4

Количество высоконапорных насосов системы аварийного охлаждения, шт.

3

Количество низконапорных насосов системы аварийного охлаждения, шт.

3

Количество генераторов надежного электропитания, шт.

3

Технические недостатки реакторов типа ВВЭР

Водо-водяные реакторы, в принципе, не могут быть достаточно безопасными.

Если в I контуре реактора типа ВВЭР происходит неконтролируемая течь воды (в таких реакторах вода является замедлителем нейтронов и теплоносителем) или она по другим причинам перестает циркулировать в системе охлаждения, то возможно с определенной степенью вероятности утверждать, что произойдет разрушение активной зоны и последующий выход радиоактивных продуктов. А гарантии, что не произойдет разгерметизации системы и теплоноситель не перестанет охлаждать активную зону, как показывает практика, никто не в состоянии дать.

Ниже приведен неполный перечень причин аварийных ситуаций, возможных на водоохлаждаемых реакторах:


  • при потере герметичности тепловыделяющих элементов продукты деления выходят в теплоноситель, при этом повышается радиоактивность I контура. Для справки: для реакторов типа В-230, В-179 средняя доля разгерметизации составляет 3.5б10-5. Для реакторов типа В-1000 средний уровень разгерметизации по АЭС России составляет 2.5б10-5, а по АЭС Украины 6.8б10-5. Общее число выгруженных ТВС в ВВЭР-1000 (по всем блокам) составляет 1798 шт. Число ОТВС, признанных негерметичными по методике КГО: новой – 18, старой – 53. Примечание: по старым нормам негерметичными считались ТВС, активность которых в пенале КГО на 3 s превышает фон. По новым нормам, кроме указанного условия, активность ТВС должна превышать 1б10-6 Кu/кг;
  • под воздействием ионизирующего излучения вода разлагается на кислород и водород. При определенном соотношении эта смесь образует гремучий газ и поэтому на водоохлаждаемой АЭС всегда остается опасность возникновения химического взрыва (Калининская АЭС, 1990 г. – разрушение внутрикорпусных устройств реактора);
  • по самым разным причинам может возникнуть интенсивное парообразование в I контуре и произойти паровой взрыв; энергии при этом будет достаточно, чтобы сбросить крышку реактора или разрушить I контур;
  • в конструкционных материалах стенок корпуса реактора и трубопроводов неизбежно возникают трещины, развитие которых может привести к аварии;
  • известно, что большая часть аварий на АЭС происходит в результате ошибок или несанкционированных инструкций действий персонала;
  • на АЭС с реактором типа ВВЭР не предусмотрено достаточно надежное предотвращение осушения активной зоны при разрыве какого-либо элемента I контура;

Каталог: upload -> mediawiki
upload -> Лекция «Здравоохранение Амурской области»
upload -> П/п Наименование образовательного учреждения
upload -> Закон о промышленной безопасности опасных
upload -> Конкурса«Учитель года Дона 2011»
upload -> Литература О. Николенко п. 1 читать, п. 2-4 конспект; читать Педро Кальдерон "Життя-це сон"
upload -> Программа «Парламентский стиль»
mediawiki -> Инструкция по возведению стен зданий из газобетонных мелкоштучных блоков автоклавного твердения Ашхабад 2011
mediawiki -> Применением


Поделитесь с Вашими друзьями:
1   2   3   4   5   6   7   8   9


База данных защищена авторским правом ©grazit.ru 2019
обратиться к администрации

войти | регистрация
    Главная страница


загрузить материал