Раздел 2. Гидроэнергетические ресурсы, их использование. Принципиальные схемы, параметры, режимы работы ГЭС и ГАЭС

Перехід до змішаного палива у ВВЕР пов'язаний зі зниженням ефективності органів, що застосовуються зараз СУЗ (жорсткість спектру нейтронів й зменшення перерізу поглинання в поглинаючих матеріалах), виникненням нерівномірності тепловиділення на межах уранового та плутонієвого палива (вимагається профілювання збагачення твелів). Зазначені фактори обмежують допустиме в даний час завантаження змішаного палива до активної зони (до 30%), але, тим не менш, немає сумніву, що питання безпеки ВВЕР будуть вирішені, й досвід використання плутонію в зарубіжних теплових реакторах це підтверджує.

Перехід з реактора-розмножувача до реактора-випалювача актиноїдів супроводжується появою деяких додаткових проблем стосовно безпеки та експлуатаційних характеристик, однак на концептуальному рівні вже знайдені шляхи їх вирішення. Так, у варіанті з підвищеним збагаченням палива, котрий можна здійснити або за рахунок введення додаткових поглиначів, або зменшенням об'ємної частки палива, знижується і доплер-ефект, й натрієвий пустотний ефект реактивності. Доплер-ефект знижується, проте, в допустимих межах і, крім того, поліпшується самозахищеність реактора в деяких позапроектних аваріях. У будь-якому варіанті в конструкційних розмірах БН-800 є шляхи досягнення безпеки при необхідних експлуатаційних характеристиках.

Використання в реакторі-випалювачі активної зони на основі палива без 238U пов'язане з такими проблемами, як зменшення доплер-ефекту, збільшення нерівномірності поля енерговиділення. Перше завдання може бути вирішене введенням до палива резонансних поглиначів, друге – використанням спеціальної схеми перезавантажень.

Одним з найбільш важливих критеріїв при розгляданні поводження з рівноважним складом палива, що циркулює в системі тепловий реактор – швидкий реактор, є тепловиділення паливної суміші (питання радіаційної безпеки вирішуються шляхом оптимізації захисту). У таблиці 7.21 наведено результати розрахункового аналізу розглянутих варіантів системи реакторів з точки зору енерговиділення свіжого і рівноважного складу палива стосовно швидких реакторів.

Для уранового варіанту ВВЕР, котрий працює в системі зі швидким реактором, енерговиділення рівноважного складу палива в 3–3,5 рази перевищує енерговиділення свіжого. Воно також перевищує допустиме значення, причому 70% енерговиділення визначається ізотопами кюрію. Ефект витримки відпрацьованого палива найбільш значний для варіанту швидкого реактора з паливом без 238U (див. модель 2, таблиця 7.19). Таким чином, при організації замкненого паливного циклу з ВВЕР на урановому паливі й швидкими реакторами доцільне виділення ізотопів кюрію з відпрацьованого палива останніх. При використанні у ВВЕР 30% змішаного палива тепловиділення перевищує допустиме значення вже у свіжому паливі (через²⁴¹Аm і²⁴⁴Сm). Тому в загальній постановці завдання при організації замкненого паливного циклу швидких реакторів-випалювачів з тепловими необхідно вирішувати проблему виділення ізотопів кюрію з метою зниження енерговиділення і активності ТВЗ з рівноважним складом палива.

Таблиця 7.21. Енерговиділення палива швидкого реактора свіжого й усталеного складу, Вт/кг Рu

Для підвищення безпеки системи доцільно розміщувати завод з виготовлення змішаного палива, радіохімічний завод і швидкий реактор на одній замкненій території. У цьому випадку на майданчик буде надходити тільки відпрацьоване паливо ВВЕР, а переробка палива з випалюванням плутонію і Np, Am, Cm здійснюватиметься з рівноважним або близьким до рівноважного складом палива. Це паливо буде зберігатися або в складі ТВЗ на АЕС (у стандарті відпрацьованого палива з наявністю відповідних бар'єрів безпеки), або знаходитися в умовах переробки і рефабрикації (знову ж таки в межах обмеженої території). Слід зауважити, що вже є досвід поводження з відпрацьованим паливом, високоактивними відходами та плутонієм на заключному етапі ядерного паливного циклу з високим ступенем безпеки та захисту навколишнього середовища. Наприклад, на французькому переробному заводі на мисі Аг середня індивідуальна доза опромінення становить 0,26 мЗв на рік (1994 р.), або 10% природного фону.

Результати аналізу загальної екологічної ефективності розглянутої системи реакторів представлені на малюнку 7.47. Залежності 3 та 1 показують наростання в часі радіоактивності актіноїдів (Pu + Np, Am, Cm) для ВВЕР-1000 на урановому і змішаному паливі. Радіоактивні відходи повинні надходити на тимчасове зберігання або захоронення. Криві 2, 4 ілюструють поступовий вихід системи реакторів на рівноважний стан за радіотоксичності актіноїдів, при цьому, починаючи з деякого часу, кількість актіноїдів залишається постійною незалежно від тривалості функціонування реакторів.

Таким чином, система атомної енергетики, що включає теплові та швидкі реактори і працює в замкненому паливному циклі по актіноїдах (плутоній, нептуній, америцій), екологічно ефективна.

Визначене співвідношення кількості реакторів, при котрій тепловий реактор (типу ВВЕР) є постачальником актіноїдів, швидкий – їх випалювачем в умовах усталеного вмісту Np, Am, Cm в ядерному паливі.

Для розглянутої реакторної системи є науково-технічні основи безпеки реактора-випалювача актіноїдів, а також безпеки при поводженні з відпрацьованим паливом, причому останнє можливе в умовах виділення з палива тільки кюрію, поводження з котрим вимагає окремого розгляду. Загальна екологічна безпека системи найефективніша при розташуванні реакторів-випалювачів і заводів з виготовлення свіжого палива на одному майданчику.

Створення промислових реакторів на швидких нейтронах, здатних замкнути ядерний паливний цикл зі знищення плутонію з малими актіноїдами (Pu + МА) в процесах ділення (випалювання), прогнозується через 40 років. За цей час необхідно створити масу плутонію для початкових завантажувань таких реакторів (~4 т ГВт). Оскільки ціна переробки ВЯП та вилучення з нього плутонію практично повністю визначає економіку такого циклу, вартість котрого перевищує вартість відкритого циклу в ~4 рази, то необхідно використовувати наявний час для створення і експлуатації надалі виробництва з переробки ВЯП реакторів на теплових нейтронах.

Мал. 7.47. Зміна інтегральної активності відходів, напрацьованих тепловими реакторами у відкритому паливному циклі та системою теплових і швидких реакторів у замкненому: 1 – ВВЕР (U +30% Pu), 2 – ВВР (U +30% Рu) + швидкий реактор; 3 – BBP (U); 4 – ВВР (U) + швидкий реактор

Економічно обгрунтована довгострокова стратегія розвитку атомної енергетики, пов'язана з використанням енергетичного потенціалу плутонію, вимагає відстрочки переробки ВЯП на десятки років доти, поки виокремлений з нього плутоній зможе бути використаний для початкових завантажувань швидких реакторів нового типу. При цьому різко зменшуються сьогоднішні витрати на процес переробки за рахунок дисконтування. Відповідно до методики дисконтування для забезпечення витрат F через Т років необхідно сьогодні здійснити внесок в інвестиції (Р) в розмірі Р= F/(l+d)T, де d – ставка дисконтування, Т – термін відкладення заходу.

При ставці дисконтування d = 8% й середньому терміні відстрочення 40 років коефіцієнт дисконтування K = (l + d)T буде приблизно дорівнювати 25. У цьому випадку досить сьогодні витратити 30 дол. кг важких атомів, щоб через 40 років накопичити для переробки ВЯП необхідні 800 дол. кг важких атомів.

Контейнери з ядерним паливом для АЕС (Новосибірський завод хімконцентратів)