Общие сведения
Современная практика использования Pu, выделенного при переработке ОЯТ легководных реакторов, ограничена рециклированием его в ~40 стандартных PWR и BWR, а также в нескольких РБН, что обусловлено откладыванием на 2-3 десятилетия серийного ввода в эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах. Рециклирование Pu в LWR в качестве среднесрочного способа утилизации Pu стало альтернативой хранению Pu, являющемуся достаточно дорогостоящей операцией, требующей принятия специальных мер по ядерной безопасности и физической защите, поскольку хранилища Pu являются притягательными для желающих иметь собственное ядерное оружие и уязвимыми с точки зрения соблюдения гарантий нераспространения делящихся материалов.
Реализация рециклирования Pu в LWR потребовала решения разнородных задач, включая социально-политические, правовые, научно-технические, в том числе нейтронно-физические задачи, а также задачи создания промышленной и транспортной инфраструктуры.
К политическим задачам можно отнести необходимость принятия соответствующими органами страны стратегического решения о рециклировании Pu и, следовательно, реализации замкнутого ЯТЦ по Pu для части реакторов путем организации собственной или по контрактам в других странах переработки ОЯТ и изготовлении плутонийсодержащего топлива. В настоящее время такие решения были приняты и уже реализуются в Бельгии, Германии, Франции, Швейцарии и Японии.
Среди научно-технических задач, решение которых предшествует осуществлению рециклирования, можно выделить следующие:
по топливу:
выбор химической формы и состава топлива;
изучение физико-химических свойств топлива и его поведения (свежего, в процессе облучения и облученного);
|
|
проектирование ТВС, их компоновка в активной зоне (АЗ) реактора и конфигурация активной зоны, в том числе зонирование ТВС и АЗ по топливу с разным содержанием Pu и др.;
по реакторам:
выбор реакторов и обоснование возможности рециклирования Pu без существенной перестройки их активной зоны, за счет модернизации систем управления;
изучение нейтронно-физических параметров АЗ со смешанным топливом, обоснование и обеспечение условий безопасного использования такого топлива и получение разрешения от регулирующих органов на эксплуатацию реактора со смешанной АЗ;
определение оптимальной продолжительности кампании и схемы перезагрузки АЗ реакторов;
определение допустимого количества рециклов МОХ-топлива;
по инфраструктуре:
создание промышленности по изготовлению и переработке плутонийсодержащего топлива;
проектирование и изготовление транспортных средств для доставки на реакторную площадку МОХ-ТВС и к месту хранения их после облучения.
К решению этих задач примерно 40 лет тому назад подключились многие государственные и частные фирмы в Бельгии, Германии, а затем США, Франции, Японии и в других странах. Была выбрана химическая форма топлива – смешанное уран-плутониевое оксидное топливо – (U,Pu)O2, обозначаемое в зарубежной и уже часто в отечественной литературе аббревиатурой МОХ (mixed oxide)-топливо.
Начало практики облучения МОХ-топлива было положено в 1963 г. в Бельгии, когда в экспериментальный реактор BR3 (PWR) были загружены первые сборки смешанного уран-плутониевого топлива. В 1966 г. первые эксперименты с МОХ-топливом были проведены в Германии. Рециклирование МОХ-ТВС в энергетическом легководном реакторе впервые было осуществлено на АЭС Obrigheim (Германия). За Германией последовала Швейцария, которая начала с 1978 г. устанавливать МОХ-ТВС на АЭС Beznau (PWR), а затем и Gösgen (PWR).
|
|
Во Франции решение рециклировать Pu в PWR мощностью 900 МВтэл. было принято в 1983 г. после успешных экспериментов, проводимых с 1974 г. на реакторе Chooz А (PWR мощностью 310 МВтэл.). В октябре 1987 г. фирма EdF (Électricité de France) получила разрешение установить в активную зону 16 реакторов PWR (900 МВтэл.) до 30 % МОХ-ТВС. Всего во Франции 28 таких энергоблоков, и после 2000 г. все реакторы этого типа планируется “моксифицировать”, поскольку оставшиеся 12 реакторов проходят стадию лицензирования.
В 80-х гг. в Канаде были изготовлены 150 сборок (U,Pu)O2- и (Th,Pu)O2-топлива для реакторов типа CANDU и проведено несколько экспериментальных облучений. В 90-х годах Индия приступила к изучению возможности использования МОХ-топлива на Тарапурской АЭС и экспериментальному облучению МОХ-ТВС в исследовательском реакторе CIRUS с целью определения условий рециклирования такого топлива в своих тяжеловодных реакторах PHWR. Небольшое число опытов по изготовлению и облучению МОХ-ТВЭЛов тяжеловодного реактора провела Аргентина. Проявляет заинтересованность в рециклировании Pu в форме МОХ-топлива в PWR Южная Корея. Большой объем НИОКР по рециклированию Pu в BWR и PWR проводят многие фирмы (Hitachi, Toshiba, Mitsubishi, ТЕРСО, КЕРСО и др.) и научные центры в Японии. В 1997 г. электроэнергетические фирмы TEPCO (Tokyo Electric Power Co) и KEPCO (Kansai Electric Power Co) получили разрешение рециклировать Pu, а в 1999 г. началась загрузка МОХ-ТВС, изготовленных в Бельгии, в 2 PWR и 2 BWR.
|
|
Суммируя опубликованные данные, можно констатировать, что на конец 2000 г. МОХ-ТВС были загружены (без учета РБН) в следующие энергоблоки:
в 20 французских PWR (900 МВтэл.);
в 2 бельгийских PWR;
в 14 германских PWR и BWR;
в 3 швейцарских PWR;
в 4 японских PWR и BWR, всего в 43 LWR.
В демонстрационном масштабе МОХ-ТВС облучали в тяжеловодных реакторах в Канаде и Индии.
В ближайшем будущем ожидается увеличение количества LWR с МОХ-топливом до 50 в Европе, а в Японии до 15-18 после 2010 г. Предполагается, что в 2003 г. во Франции все 28 PWR мощностью 900 МВтэл. будут “моксифицированы”.
К достижениям современной практики рециклирования Pu можно причислить:
разработку промышленных технологий изготовления МОХ-топлива (MIMAS и SBR);
создание полностью удовлетворяющей потребности атомной энергетики промышленной базы по производству МОХ-ТВС с различным содержанием Pu и любой конфигурации:
18×18, 17×17, 16×16, 15×15 и 14×14 для PWR и
11×11, 10×10, 9×9 и 8×8 для BWR;
производство к 2000 г. свыше 1100 т МОХ-топлива;
высокие эксплуатационные показатели МОХ-топлива, позволившие провести до 4-6 циклов облучения для части МОХ-сборок и достичь глубины выгорания ~ 55-60 ГВт·сут/т без нарушения целостности ТВС;
загрузку до 30 % МОХ-ТВС (Франция) и в некоторых случаях до 40% МОХ-ТВС (Швейцария и Германия) в АЗ реакторов без нарушения безопасности их эксплуатации;
постепенное повышение содержания Pu в МОХ-топливе без ухудшения его свойств и параметров АЗ;
создание упаковочного комплекта для транспортирования МОХ-ТВС на площадку реактора;
разработку проекта упаковочного комплекта и системы транспортирования свежего и облученного МОХ-топлива;
накопление большого объема данных о поведении и свойствах МОХ-ТВС, позволяющих сформулировать новые задачи и предложить новые концепции с целью повышения эффективности расходования Pu.
В табл. 4.14.1 приведены сведения о зарубежных производственных мощностях по изготовлению МОХ-топлива для LWR. В таблицу включены также сведения о планируемых заводах в США и Японии.
Таблица 4.14.1
Зарубежная производственная база для изготовления МОХ-топлива
| Страна | Завод и фирма | Производительность по | Состояние на конец 2001 г. | |
| МОХ-ТВС | Pu | |||
| Бельгия | Дессель BN (Belgonucleaire) | 35 т/г в 1998 г. 40 т/г после 2000 г. | 2-3 т/г | Работает с 1973 г. |
| Великобритания | MDF BNFL | 8 т/г | Работает с 1994 г. | |
| SMP BNFL | 100-120 т/г | Сдача в эксплуатацию с 2001 г. | ||
| Франция | Кадараш, COGEMA | 35-40 т/г после 2000 г. | 2-3 т/г | Работает с 1990 г. |
| MELOX в Маркуле COGEMA | 115 т/г, возможно увеличение до 250 т/г после 2000 г. | 10-12 т/г | Работает с 1995 г. | |
| США | MFFF Министерство энергетики | 70 т/г из оружейного и, возможно, реакторного Pu | Планируется строительство завода | |
| Япония | J-МОХ | 100 т/г | Планируется строительство с 2005 по 2008 гг. | |
| Токай | 15 т/г | Работает | ||
| Индия | Тарапур | 5 т/г, 10 т/г после 2000 г. | Работает |
Суммарная мощность действующих заводов, контролируемых фирмами COGEMA, BN и BNFL, к 2000 г. составила 180 т/г МОХ-ТВС. К началу 2000 г. здесь было изготовлено свыше 2700 МОХ-ТВС, из них больше 1400 ТВС для французских PWR.
Активное участие уже в течение 20 лет в проектировании МОХ-ТВС с высоким содержанием Pu (5,85 %) для PWR (от 14×14 до 18×18) и BWR (9×9 и 10×10) принимает отделение ядерного топливного цикла германской фирмы Siemens. Эта фирма до закрытия своего завода в Ханау также изготавливала МОХ-ТВС.
С вводом в эксплуатацию завода SMP суммарная производительность заводов достигнет ~ 330 т/год и может быть увеличена еще на 100-120 т/год за счет завода MELOX. Однако рост производительности в настоящее время ограничен потребностями электроэнергетических фирм. Во Франции принято решение скоординировать производительность заводов по переработке ОЯТ и изготовлению МОХ-ТВС с объемом заказов фирмы EdF и других партнеров. В связи с этим, только 2/3 выгружаемого EdF ОЯТ перерабатывается и 350 т/год направляется на хранение в ожидании решения о последующей переработке или длительном хранении. Повлиять на объемы изготовления МОХ-топлива может: увеличение числа моксифицированных реакторов PWR (900 МВтэл.) с 20 до 28, увеличение доли МОХ-ТВС в АЗ, вовлечение в рециклирование Pu PWR других типов, например мощностью 1300 МВтэл..
Планируемое во Франции увеличение содержания Pu в МОХ-топливе до 8,6 % к 2004 г. повлечет за собой увеличение объемов переработки ОЯТ.