Atomic-Energy.ru

Усовершенствованные варианты ядерного топливного цикла – на пути к устойчивому развитию (OECD/NEA)

11 февраля 2013
Рис. 1. Ядерный топливный цикл

Основным фактором, требующим замыкания топливного цикла, является обеспечение долгосрочного устойчивого развития атомной энергетики. Кроме того, это может обеспечить сокращение объема и уровней радиоактивности отходов, подлежащих захоронению, и, соответственно, уменьшение числа объектов окончательной изоляции.

Ядерный топливный цикл подразумевает цепочку технологических процессов производства ядерного топлива, подготовки его к эксплуатации (front end), эксплуатации в активной зоне реактора для производства энергии и обращения после извлечения из нее (back end).

В настоящее время имеется два основных промышленно реализованных варианта обращения с отработавшим топливом:

  • однократный цикл, при котором топливо используется только один раз, после чего утилизируется как отходы;
  • цикл с частичным повторным использованием, при котором  ОЯТ перерабатывается с извлечением урана и плутония для их дожигания в реакторах, благодаря чему обеспечивается частичное замыкание топливного цикла. 

Частичное повторное использование ядерных материалов сокращает объемы ОЯТ и ВАО, одновременно снижая потребность в природном уране. Однако даже при замыкании топливного цикла процесс не будет полностью безотходен, и для долгоживущих продуктов деления и отходов переработки ОЯТ по-прежнему будет необходимо геологическое хранилище.

Лишь частичное или полное замыкание топливного цикла может обеспечить устойчивое развитие атомной энергетики. Другим возможным долгосрочным вариантом является использование тория.

Существующий вариант топливного цикла с переработкой ОЯТ

В ряде государств отработавшее топливо после эксплуатации в активной зоне реактора подвергается переработке для извлечения урана и плутония. На сегодняшний день перерабатывающие заводы эксплуатируются во Франции, Индии, Японии, Российской Федерации и Великобритании; опытно-промы­ш­лен­ные установки небольшой мощности имеются также в Китае. В той или иной форме переработку ОЯТ осуществляли или осуществляют Бельгия, Франция, Германия, Индия, Япония, Нидерланды, Российская Федерация, Швейцария и Великобритания.

Общемировая мощность установок по переработке отработавшего топлива составляет приблизительно 5150 т тяжелого металла (ТМ) в год, без учета завода «Роккашо-Мура» в Японии, ввод в эксплуатацию которого обеспечит дополнительную мощность около 800 т ТМ/год2.  Из указанной установленной мощности реально используется приблизительно 3000 т ТМ/год. Поскольку количество ежегодно выгружаемого из реакторов ОЯТ составляет около 10500 т ТМ уже на протяжении нескольких лет, то очевидно, что в настоящее время перерабатывается лишь около 30% отработавшего топлива [1].

Реализованные в настоящее время технологии переработки ОЯТ основаны на ПУРЕКС-процессе (PUREX – Plutonium-Uranium Recovery by Extraction), при котором уран и плутоний отделяются от продуктов деления и минорных актинидов, которые подвергаются остекловыванию как ВАО. Усовершенствованные технологии переработки направлены на отделение также других радиоизотопов (в частности, минорных актинидов и некоторых продуктов деления) или на их включение в поток плутония. Химические свойства минорных актинидов не позволяют выполнять их выделение так же эффективно, как урана и плутония; соответственно, разработка удовлетворяющих всем требованиям технологических процессов усложнена. Их промышленную реализацию можно ожидать через 20 или более лет, особенно процессов, ориентированных на полное разделение потоков различных актинидов.

Тем не менее, научно-исследовательские и опытно-кон­струк­торские работы по совершенствованию методов разделения в последнее десятилетие продолжались в  целом ряде стран, в том числе в Северной Америке (Канаде и США), Европе (Франции,   Великобритании и других странах ЕС), Азии (Китае, Индии, Японии, Южной Корее) и России. Проводимые исследования можно разделить на следующие основные категории:

  • усовершенствование ПУРЕКС-процесса;
  • альтернативные водные (гидрометаллургические) технологии извлечения урана;
  • усовершенствованные гидрометаллургические технологии извлечения минорных актинидов (америция, кюрия);
  • гидрометаллургические технологии извлечения продуктов деления для обращения с ними как с РАО;
  • пирохимические методы извлечения урана и трансурановых элементов.

Активные зоны некоторых реакторов также частично загружаются тепловыделющими сборками, в состав которых входят  топливные таблетки с содержанием смеси оксидов урана и плутония (МОКС-топливо), произведенные с использованием извлеченных при переработке ядерных материалов. В настоящее время около 40 легководных реакторов во всем мире эксплуатируются с частичным использованием МОКС-топлива. Его изготовление требует более надежных, по сравнению с урановым топливом, мер безопасности ввиду необходимости локализации плутония и защиты персонала от облучения.

Возможное количество циклов повторного использования плутония в ядерном цикле ограничено из-за накопления его изотопов с четным массовым числом, которые не делятся нейтронами теплового спектра, применяемыми в легководных реакторах, а также ввиду накопления нежелательных элементов, особенно кюрия. После двух-трех циклов (в зависимости от того, какое количество отработавшего МОКС-топлива смешивается с оксидным ОЯТ), МОКС-топливо уже не подлежит регенерации с использованием в легководных реакторах; однако имеющиеся в его составе уран и плутоний по-прежнему могут быть использованы в быстрых реакторах.

Регенерированный уран легководных реакторов обычно содержит немного более высокий процент 235U, чем природный, и при условии незначительной корректировки состава для учета присутствия поглощающего нейтроны неделящегося 236U может использоваться в качестве прямой замены природного урана. Регенерированный уран может быть повторно обогащен и использован (с применением дополнительных мер защиты) в легководных реакторах, и, в принципе, топливо из регенерированного урана может без повторного обогащения загружаться в тяжеловодные реакторы. Однако данная технология еще не достигла стадии промышленной реализации3.

 

Рис. 1. Ядерный топливный цикл

 

Усовершенствованные варианты ЯТЦ

Ведутся также активные работы по созданию новых, более современных технологий топливного цикла. Различные концепции более совершенных долгосрочных вариантов топливного цикла были изучены теоретически или в лабораторных условиях, главным образом, с двумя целями: оптимизации использования природных ресурсов, а также сокращения объемов и уровней радиоактивности отходов, подлежащих утилизации.

Применяемые в настоящее время методы переработки и рециклирования обеспечивают некоторое сокращение объемов высокоактивных РАО, подлежащих захоронению, благодаря извлечению из них урана и плутония, с включением минорных актинидов и продуктов деления в состав потока отходов. Дальнейшее уменьшение объема отходов зависит, таким образом, от возможности либо дальнейшего выделения долгоживущих тяжелых изотопов из состава облученного топлива при помощи более совершенных технологий переработки (разделения) с их последующей утилизацией, что снижает долгосрочную радиотоксичность и остаточное тепловыделение основного массива отходов, но не выделенного высокоактивного потока, либо их выжигания в результате ядерных реакций (трансмутации).

В первом случае основной задачей является раздельное обращение с минорными актинидами путем их трансмутации либо в гомогенных условиях в составе топлива, либо в гетерогенных условиях в специальных мишенях. Топливный цикл такого типа обычно включает в себя первый уровень, основанный на легководной реакторной технологии, и второй уровень, в котором быстрые реакторы с низким коэффициентом воспроизводства4 или ускорительные системы применяются для трансмутации минорных актинидов, а также возможного рециклирования плутония (рис. 2).

 

Рис. 2. Двухуровневая схема

 

Вторая группа возможных вариантов усовершенствованного топливного цикла допускает совместное использование трансурановых элементов, в том числе минорных актинидов, и плутония в качестве топлива для реакторных систем на быстрых нейтронах (хотя данный цикл также может быть задействован и в виде второго уровня в двухуровневых схемах).

Двухуровневый топливный цикл обеспечивает концентрацию высокоактивных радионуклидов в определенной части топливного цикла. Однако он не приносит существенных улучшений показателей дореакторных стадий ЯТЦ, поскольку уровень потребления природного урана по-прежнему остается высоким, что обуславливается менее эффективным использованием топлива в легководных реакторах, а расширенное воспроизводство (то есть создание делящихся материалов в большем количестве, чем их потребление при работе реактора) не обеспечивается быстрыми реакторами с низким коэффициентом воспроизводства, которые как раз и задействованы в данной схеме.

Внедрение комплексного топливного цикла на основе быстрых реакторов (рис. 3) может обеспечить сочетание минимизации объемов РАО с оптимизацией потребления природных ресурсов. Трансмутация трансурановых элементов наиболее эффективна в быстрых реакторах. Поскольку большинство трансурановых элементов способны к делению под воздействием нейтронов быстрого спектра, они также участвуют в производстве энергии, и в ВАО перейдет меньшее их количество. Более того, ввиду их приспособленности к многократному использованию имеющихся плутония и урана, быстрые реакторы очень перспективны с точки зрения более экономного расходования урановых ресурсов.

 

Рис. 3. Топливный цикл на основе быстрых реакторов

 

Программы развития технологий быстрых реакторов

Все исследовательские программы, направленные на создание более современных топливных циклов с трансмутацией, ориентируются, главным образом, на системы реакторного типа, использующие нейтроны быстрого спектра, хотя продолжаются некоторые работы и в области ускорительных систем.

С учетом их высокого потенциала по многократному рециклированию делящихся и воспроизводящих материалов, а также расширенному воспроизводству и более высокой тепловой эффективности, работы по созданию реакторов на нейтронах быстрого спектра ведутся практически с самого начала развития атомной энергетики. Несколько быстрых исследовательских реакторов, главным образом с натриевым теплоносителем, были сооружены в 1950-1960-х годах в США, Великобритании, Советском Союзе и Франции. В 1970-х годах созданы более мощные быстрые натриевые реакторы (в частности, БН-600 мощностью 600 МВт в СССР и «Суперфеникс» мощностью 1200 МВт во Франции). Однако в дальнейшем работы по созданию быстрых реакторов замедлились, частично из-за технических сложностей и проблем с материалами, но в первую очередь из-за широкой доступности природного урана, благодаря чему были сняты вопросы относительно краткосрочной обеспеченности атомной отрасли сырьевыми ресурсами.

В настоящее время реализуется ряд международных программ, в частности ИНПРО (Международный проект по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам) и «Поколение IV», которые вновь ориентируются на создание реакторов на быстрых нейтронах. Более детальные НИОКР проводятся на национальном уровне в ряде стран (Франции, Японии, России, Индии и Китае) и в рамках международных соглашений. В Российской Федерации разрабатываются натриевые реакторы большой мощности (1200 и 1800 МВт), и ведется сооружение установки БН-800 (быстрого натриевого реактора мощностью 800 МВт) на площадке Белоярской АЭС (ее завершение ожидается в 2014 году). Два реактора данного типа также заказаны Китаем, который недавно завершил совместное с РФ строительство небольшого исследовательского реактора с натриевым теплоносителем (Китайский экспериментальный быстрый реактор CEFR мощностью 20 МВт).

Во Франции при поддержке правительства ведется разработка усовершенствованного технического опытно-промы­шлен­ного быстрого натриевого реактора (ASTRID) мощностью 250-600 МВт.

Индия в настоящее время сооружает установку PFBR мощностью 500 МВт на площадке Калпаккам. В качестве топлива используется уранплутониевый оксид с воспроизводящим ториевым бланкетом. Начало эксплуатации PFBR запланировано на 2012 год.

Японское агентство по атомной энергии (JAEA) ведет работы по созданию демонстрационного реактора, являющегося «наследником» опытно-промышленной установки «Монджу» мощностью 280 МВт, эксплуатация которой была возобновлена в мае 2010 года после длительной остановки, последовавшей за утечкой натрия. В ряде случаев (особенно в США и Российской Федерации) интерес к быстрым реакторам также напрямую связан с разработкой установок малой и средней мощности.

В большинстве стран НИОКР по созданию более современных ядерных систем ведутся в рамках одной или нескольких программ сотрудничества (в частности, «Поколение IV» (GIF), ИНПРО, Международная система для сотрудничества в области атомной энергии и т.д.).

Промышленная реализация ядерных реакторов четвертого поколения является важным шагом в данном направлении. Такие реакторы создаются с целью повышения безопасности и экономичности, обеспечения устойчивого развития, защиты от распространения ядерных материалов и технологий и физической защиты ядерно-энергетических систем будущего [2]. Они также перспективны для расширения сферы применения ядерных технологий вне электрогенерации (в частности, для производства технологического тепла и водорода), благодаря чему роль атомной энергии в будущем может существенно возрасти [3-4]. Несколько реакторов данного типа могут использовать нейтроны быстрого спектра и эксплуатироваться в составе замкнутого топливного цикла. Полное замыкание ЯТЦ на основе воспроизводящих быстрых реакторов могло бы значительно снизить спрос на природный уран, увеличив срок эксплуатации урановых запасов, и одновременно минимизировать объемы отходов. Однако в странах с развитой ядерно-энергетической инфраструктурой и промышленностью переход от систем на тепловых нейтронах к быстрым потребует выполнения масштабных работ по адаптации и вводу в эксплуатацию новых объектов. В частности, потребуется пересмотр и адаптация инфраструктурных объектов, таких как лаборатории и исследовательские установки, юридической и нормативной базы, а также переподготовка персонала [3].

В целом, для реализации систем четвертого поколения по-прежнему требуется выполнить значительный объем НИОКР по созданию новых видов топлива, технологий разделения топливных материалов и трансмутации радионуклидов, а также обращения с РАО, в том числе технологий кондиционирования, характеризации и оптимизации потоков отходов, образующихся в новом топливном цикле, и т.д. Создание транснациональных, региональных и/или международных систем могло бы расширить спектр возможных вариантов, открытых перед всеми государствами, в том числе обладающими ядерными программами малого или среднего масштаба, результатом чего могла бы стать оптимизация сценариев глобального развития. Ключевые вопросы, к которым относятся безопасность, нераспространение и физическая защита, могли бы более эффективно решаться в рамках международного сотрудничества, в том числе международных соглашений в области регулирования [4-5].

Ториевый топливный цикл

В зависимости от цены на уран, а также стоимости рециклирования ядерных материалов и расходов на реализацию back-end, коммерчески привлекательным может оказаться и ториевый топливный цикл. Однако до сих пор данная технология еще не достигла уровня, позволяющего свободный выход на рынок. Лишь Индия в настоящее время ориентируется на данный вариант топливного цикла.

Успешные полномасштабные демонстрационные испытания данной реакторной технологии, выполненные в прошлом, свидетельствуют об отсутствии непреодолимых технических сложностей с использованием ториевого топлива и топливного цикла как в существующих, так и эволюционных легководных реакторах. Однако переработка и рефабрикация уранториевого топлива по-прежнему требует выполнения большого объема научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, в том числе реализации систем удаленной фабрикации топлива и обеспечения достаточной радиационной защиты и мер нераспространения, а также промышленной инфраструктуры. Пока отсутствуют исследовательские, проектные и лицензионные материалы, которые позволяли бы использовать ториевое топливо в реакторах существующих типов в краткосрочной перспективе.

Варианты применения ториевого топлива в замкнутом ЯТЦ на основе легководных или тяжеловодных реакторов, самостоятельно или в сочетании с быстрыми реакторами, выглядят более привлекательно с точки зрения эффективного использования ресурсов. Международный форум «Поколение IV» рассматривает реакторы с теплоносителем из расплава солей и уранториевым топливным циклом в качестве возможной долгосрочной альтернативы быстрым реакторам на уранплутониевом топливе. Однако применение тория с полным рециклированием 233U может быть реализовано только в долгосрочной перспективе, поскольку для него по-прежнему необходимо выполнить значительный объем исследовательских работ и технологических разработок, а также технико-экономических обоснований для подтверждения рентабельности.

Дополнительная информация и анализ тенденций по обеспечению устойчивого развития топливного цикла приводится в недавно выпущенном отчете NEA [6].

Литература

  1. IEA (2008), Energy Technology Perspectives 2008, Scenarios & Strategies to 2050, International Energy Agency, OECD, Paris, France.
  2. GIF (2002), A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems, Paris, France. Available at www.gen-4.org.
  3. NEA (2009), Nuclear Fuel Cycle Transitions Scenario Studies – Status Report, Nuclear Energy Agency, OECD, Paris, France.
  4. NEA (2002), Trends in the Nuclear Fuel Cycle: Economic, Environmental and Social Aspects, Nuclear Energy Agency, OECD, Paris, France.
  5. NEA (2007), Management of Recyclable Fissile and Fertile Materials, Nuclear Energy Agency, OECD, Paris, France.
  6. NEA (2012), Trends Towards Sustainability in the Nuclear Fuel Cycle, Nuclear Energy Agency, OECD, Paris, France.

Автор

Камерон Рон

Глава департамента по развитию ядерно-энергетических технологий,
Агентство по атомной энергии Организации экономического сотрудничества и развития