7.5. Вопросы инженерной и экологической безопасности системы реакторов в топливном цикле, замкнутом по актиноидам

Безопасное функционирование анализируемой системы реакторов в замкнутом топливном цикле с инженерной точки зрения (безопасность реактора, обращение с топливом) и с точки зрения общей экологической эффективности является необходимым условием.

Переход на смешанное топливо в ВВЭР сопряжен с понижением эффективности органов применяемых сейчас СУЗ (ужесточение спектра нейтронов и уменьшение сечения поглощения в поглощающих материалах), возникновением неравномерности тепловыделения на границах уранового и плутониевого топлива (требуется профилирование обогащения твэлов). Перечисленные факторы ограничивают допустимую в настоящее время загрузку смешанного топлива в активную зону (до 30%), но, тем не менее, нет сомнения, что вопросы безопасности ВВЭР будут решены, и опыт использования плутония в зарубежных тепловых реакторах это подтверждает.

Переход с реактора-размножителя на реактор–выжигатель актиноидов сопровождается появлением некоторых дополнительных проблем, касающихся безопасности и эксплуатационных характеристик, однако на концептуальном уровне уже найдены пути их решения. Так, в варианте с повышенным обо

гащением топлива, который можно осуществить либо за счет введения дополнительных поглотителей, либо уменьшением объемной доли топлива, снижается и доплер-эффект, и натриевый пустотный эффект реактивности. Доплер-эффект снижается, однако, в допустимых пределах и, кроме того, улучшается самозащищенность реактора в некоторых запроектных авариях. В любом варианте в конструкционных размерах БН-800 есть пути достижения безопасности при нужных эксплуатационных характеристиках.

Использование в реакторе-выжигателе активной зоны на основе топлива без 2 8 U связано с такими проблемами, как уменьшение доплер-эффекта, увеличение неравномерности поля энерговыделения. Первая задача может быть решена добавкой в топливо резонансных поглотителей, вторая – использованием специальной схемы перегрузок.

Одним из наиболее важных критериев при рассмотрении обращения с равновесным составом топлива, циркулирующим в системе тепловой реактор – быстрый реактор, является тепловыделение топливной смеси (вопросы радиационной безопасности решаются путем оптимизации зашиты). В таблице 7.21 приведены результаты расчетного анализа рассмотренных вариантов системы реакторов с точки зрения энерговыделения свежего и равновесного состава топлива по отношению к быстрым реакторам.

Таблица 7.21 Энерговыделение топлива быстрого реактора свежего и установившегося состава, Вт/кг Рu

Для уранового варианта ВВЭР, работающего в системе с быстрым реактором, энерговыделение равновесного состава топлива в 3–3,5 раза превышает энерговыделение свежего. Оно также превышает допустимое значение, причем 70% энерговыделения определяется изотопами кюрия. Эффект выдержки отработавшего топлива наиболее значителен для варианта быстрого реактора с топливом без 2 8 U (см. модель 2, таблица 7.19).Таким образом, при организации замкнутого топливного цикла с ВВЭР на урановом топливе и быстрыми реакторами целесообразно выделение изотопов кюрия из отработавшего топлива последних. При использовании в ВВЭР 30% смешанного топлива тепловыделение превышает допустимое значение уже в свежем топливе (из-за 24 1 Аm и 24 4 Сm). Поэтому в общей постановке задачи при организации замкнутого топливного цикла быстрых реакторов-выжигателей с тепловыми необходимо решать проблему выделения изотопов кюрия в целях снижения энерговыделения и активности ТВС с равновесным составом топлива.

Для повышения безопасности системы целесообразно размещать завод по изготовлению смешанного топлива, радиохимический завод и быстрый реактор на одной замкнутой территории. В этом случае на площадку будет поступать только отработавшее топливо ВВЭР, а переработка топлива с выжиганием плутония и Np, Am, Cm будет осуществляться с равновесным или приближающимся к равновесному составом топлива. Это топливо будет храниться либо в составе ТВС на АЭС (в стандарте отработавшего топлива с наличием соответствующих барьеров безопасности), либо находиться в условиях переработки и рефабрикации (опять же в пределах ограниченной территории). Следует заметить, что уже есть опыт обращения с отработавшим топливом, высокоактивными отходами и плутонием на заключительном этапе ядерного топливного цикла с высокой степенью безопасности и защиты окружающей среды. Например, на французском перерабатывающем заводе на мысе Аг средняя индивидуальная доза облучения составляет 0,26 мЗв в год (1994 г.), или 10% естественного фона.

Результаты анализа общей экологической эффективности рассмотренной системы реакторов представлены на рисунке 7.47. Зависимости 3 и 1 показывают нарастание во времени радиоактивности актиноидов (Pu+Np, Am, Cm) для ВВЭР-1000 на урановом и смешанном топливе. Радиоактивные отходы должны поступать на временное хранение или захоронение. Кривые 2, 4 иллюстрируют постепенный выход системы реакторов на равновесное состояние по радиотоксичности актиноидов, при этом начиная с некоторого времени количество актиноидов остается постоянным независимо от длительности функционирования реакторов.

Таким образом, система атомной энергетики, включающая тепловые и быстрые реакторы и работающая в замкнутом топливном цикле по актиноидам (плутоний, нептуний, америций), экологически эффективна.

Определено соотношение числа реакторов, при котором тепловой реактор (типа ВВЭР) является поставщиком актиноидов, быстрый – их выжигателем в условиях установившегося содержания Np, Am, Cm в ядерном топливе.

Для рассматриваемой реакторной системы имеются научно-технические основы безопасности реактора–выжигателя актиноидов, а также безопасности при обращении с отработавшим топливом, причем последнее возможно в условиях выделения из топлива только кюрия, обращение с которым требует отдельного рассмотрения. Общая экологическая безопасность системы наиболее эффективна при расположении реактороввыжигателей и заводов по изготовлению свежего топлива на одной площадке.

Рис. 7.47. Изменение интегральной активности отходов, нарабатываемых тепловыми реакторами в открытом топливном цикле и системой тепловых и быстрых реакторов в замкнутом: 1 – ВВЭР (U+30%Pu); 2 – ВВР(U+30%Ри)+быстрый реактор; 3 – BBP(U); 4 – ВВР (U)+быстрый реактор

Создание промышленных реакторов на быстрых нейтронах, способных замкнуть ядерный топливный цикл по уничтожению плутония с малыми актиноидами (Pu+МА) в процессах деления (выжигания), прогнозируется примерно через 40 лет. За это время необходимо создать массу плутония для начальных загрузок таких реакторов (~4 т/ГВт). Так как цена переработки ОЯТ и извлечения из него плутония практически полностью определяет экономику такого цикла, стоимость которого превышает стоимость открытого цикла в ~ 4 раза, то необходимо использовать имеющееся время для создания и эксплуатации в дальнейшем производства по переработке ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах.

Экономически обоснованная долговременная стратегия развития ядерной энергетики, связанная с использованием энергетического потенциала плутония, требует отсрочки переработки ОЯТ на десятки лет до тех пор, пока извлеченный из него плутоний сможет быть использован для начальных загрузок быстрых реакторов нового типа. При этом резко уменьшаются сегодняшние затраты на процесс переработки за счет дисконтирования. В соответствии с методикой дисконтирования для обеспечения затрат F через Т лет необходимо сегодня осуществить вклад в инвестиции (Р) в размере

Р = F /(l+ d) T,

где d – ставка дисконтирования, Т – срок откладывания мероприятия.

При ставке дисконтирования d = 8% и среднем сроке отсрочки 40 лет коэффициент дисконтирования K =(l+ d) T будет примерно равен 25. В этом случае достаточно сегодня потратить 30 дол./кг тяжелых атомов, чтобы через 40 лет накопить для переработки ОЯТ необходимые 800 дол./(кг тяжелых атомов).

Контейнеры с ядерным топливом для АЭС (Новосибирский завод химконцентратов)