Концепции замкнутого ядерного топливного цикла и ключевые развилки

Концепции замкнутого ядерного топливного цикла и ключевые развилки Ю. С. Хомяков

Содержание Концепция минимального времени удвоения Современная концепция двухкомпонентной ядерной энергетики Концепция старта с урана Трансмутация МА Ключевые развилки ЗЯТЦ 2

Базовые параметры Коэффициент воспроизводства: где КВА - КВ активной зоны, КВ – бокового экрана, КВ – торцевого экрана, L-утечка нейтронов Breeding Gain: Время удвоения Т 2 количества делящегося топлива в системе: 3

Модель концепции минимального времени удвоения (Т 2) FP Стартовый Pu Критическая загрузка Pu Быстрый реактор ~ КВ-1 Т 2 лет Критическая загрузка Pu Быстрый реактор Изоляция продуктов деления Pu FP Изоляция продуктов деления Pu Т 2 лет ……………………… 4

Концепция минимального времени удвоения (Т 2) Зависимость суммарной мощности быстрых реакторов от времени удвоения Мощность энергетики, ГВт 200 180 T 2=8 160 T 2=12 140 Требования , вытекающие из концепции минимального Т 2 : T 2=24 минимальная критическая загрузка g 0 высокая удельная теплонапряженность топлива (qv~1/ g 0) 120 100 80 высокий избыточный коэффициент воспроизводства (КВ-1) 60 40 20 короткий внешний топливный цикл ТВН 0 0 10 20 30 40 Время от старта быстрых реакторов, годы 50 В. В. Орлов. Каким должно быть время удвоения быстрых реакторов? Атомная энергия, 1971, вып. 3, т. 31, с. 195 -197 Асимптотическая мощность ядерной энергетики МPu –количество имеющего Pu, Mкрит – критзагрузка по Pu, Tp-кампания топлива, В-выгорание топлива 5

Модель 2 -х компонентной энергетики и старта с плутония из ОЯТ тепловых реакторов Приро дный U АЭ на ТН Осколки +МА U, Pu 99. 3% 238 U 0. 7% 235 U хранение XX Век АЭ на ТН Осколки хранение Осколки U, Pu, МА АЭ на БН U, Pu, МА XXI Век Осколки 238 U 235 U <0. 7% АЭ на БН Отвержд енные формы осколко в деления в геологич еских формац иях хранение U, Pu, МА XXII Век 6

Современные оценки развития 2 -х компонентной ЯЭ ü Развитие ЯЭ на тепловых нейтронах и накопление ОЯТ тепловых нейтронов приводит к тому, что до середины века при реалистичных сценариях будет доминировать Pu из ОЯТ тепловых реакторов ü Высокий уровень КВ не требуется, однако и уровень КВ=1 может привести к серьезным ограничениям на мощность ядерной энергетики ü Уровень КВ порядка 1. 2 является приемлемым ü Возможен отказ от высокой теплонапряженности и применение других (не Na) теплоносителей ü Требование короткого топливного цикла не потеряло актуальности ü При уменьшенной теплонапряженности активной зоны и увеличенной кампании реалистичны требования ~ 3 года 7

Роль факторов длительности топливного цикла и удельной теплонапряженности Масса Pu в системе Кампания топлива, годы Длительность ТЦ годы Мощность системы отн. ед 100∙Мкрит 5 / 1. 5 0 100 / 100∙Мкрит 5 / 1. 5 1 83 / 60 100∙Мкрит 5 / 1. 5 3 63 / 33 100∙Мкрит 5 / 1. 5 5 50 / 23 100∙Мкрит 5 / 1. 5 10 33 / 13 100∙Мкрит 5 / 1. 5 20 20 / 7 Характеристика Кампания, лет / кратность перегрузок Низкая Высокая 5/5 1. 5 / 3 11. 6 (6. 5) 6. 5 Стартовая загрузка по Pu, т/ГВт 6. 3 3. 2 Годовое потребление Pu, т/ГВт 1. 0 2. 5 Суммарное потребление Pu для запуска БН, т/ГВт 9. 3 (11. 7) 10. 7 Среднее выгорание, % т. а Увеличение длительности топливного цикла резко ограничивает потенциал ядерной энергетики. При низкой напряженности активной зоны, роль внешнего топливного цикла ниже, но и в этом случае при TТЦ = 3 года мы теряем ~1/3 энергетики. При коротком реакторном цикле внешний топливный цикл в три раза увеличивает потребность в плутонии для запуска 1 ГВт мощности и мы уже теряем ~2/3 потенциальной энергетики Снижение удельной теплонапряженности не приводит к автоматическому росту потребления топлива на запуск 1 ГВт Пример (см. табл. ) показывает, что при двукратном увеличении стартовой загрузки суммарное потребление Pu для запуска 1 ГВт оказывается одного порядка ~10 т/ГВт: 9. 3 - 10. 7 – 11. 7 т/ГВт 8

Концепция «старта с урана-235» Модель старта с Pu ОЯТ тепловых реакторов Обогащение. U Тепловой р-р U, Pu, МА Быстрый р-р U, Pu, МА Модель старта с урана-235 Природный U Обогащение U Изоляция продуктов деления FP U, Pu, МА Быстрый р-р 270 220 Мощность ЯЭ. ГВт Природный U Изоляция продуктов деления FP 170 120 70 20 2010 2020 2030 2040 2050 2060 2070 2080 2090 2100 год 9

Трансмутация МА: постановка проблемы Изоляция Природный U FP+Np, Am, Cm Обогащение. U Np, Am, Cm Тепловой р-р Склад для БР U, Pu, Облученное топливо 1. 0 E+06 Дискуссия по трансмутации МА: Весь Pu Весь U Трансмутация – «лженаука 21 века» ? Весь Am Потенциальная биологическая опасность, Зв Быстрый р-р Весь Cm 1. 0 E+05 Допустимо ли захоронение ОЯТ? Sr 90+Y 90 Cs 137+Ba 137 m Tc 99 1. 0 E+04 Можно ли оставлять нерешенной проблему РАО будущим поколениям? I 129 Np 237 Природный уран 1. 0 E+03 Российская концепция обращения в ОЯТ и РАО: 1. 0 E+02 • 1. 0 E+00 1. 0 E-01 1. 0 E+00 1. 0 E+01 1. 0 E+02 1. 0 E+03 1. 0 E+04 1. 0 E+05 Длительность выдержки, годы 1. 0 E+06 1. 0 E+07 переработка ОЯТ с использованием Pu в быстрых реакторах • 1. 0 E+01 предварительная выдержка образовавшихся РАО • радиационно-миграционное захоронение РАО 10

Трансмутация МА: 1 -ая базовая физическая идея FP FP МА n, FP FP n n, f Pu 239 FP FP n, U 238 - Pu 239 11

Исследования трансмутации 241 Am, образец 1 241 Am, образец 2 237 Np Деление, т. е. выгорание т. а. - Накопление вторичных актинидов 0. 89% 238 Pu 1. 5% 16. 2% 1. 6% 17. 3% 242 Pu 0. 12% 3. 9% 0. 14% 4. 18% 241 Am 5. 0% - 5. 1% - 242 m. Am 1. 7% 3. 3% 1. 7% 2. 98% 243 Am 0. 01% 0. 33% 0. 01% 0. 34% 242 Cm 0. 64% - 0. 69% 0. 11% 0. 26% 0. 11% 0. 28% 244 Cm - 0. 04% Сумма Уменьшение 241 Am ~9. 1% ~25. 6% ~9. 5% ~27. 8% Эксперимент подтвердил суммарное выгорание тяжелых атомов за цикл облучения: ~9. 1 -9. 5% - 243 Cm Нуклид Изотоп Pu-238 Pu-239 Pu-242 Am-241 Am 242 m Am-243 Cm-242 Cm-243 Cm-244 BNAB-90 0. 94 0. 77 1. 01 1. 00 1. 30 0. 88 1. 09 0. 76 0. 43 ~34. 7% BNAB-93 0. 97 0. 79 1. 05 1. 00 1. 26 0. 87 1. 07 0. 73 0. 59 BROND 3 1. 11 0. 93 1. 20 1. 00 1. 16 0. 93 0. 99 0. 84 0. 60 ~38. 2% ENDF/B 6. r 7 0. 92 0. 73 0. 96 1. 00 1. 25 0. 83 1. 06 0. 45 0. 54 JENDL 3. 3 0. 89 0. 73 0. 95 1. 00 2. 25 1. 29 1. 87 0. 61 0. 88 JEF 3 1. 31 1. 05 1. 41 1. 00 0. 66 0. 86 0. 60 0. 90 0. 62 Эффективность выжигания МА ограничена большой вероятностью образования вторичных актинидов: ~26 -28% за цикл облучения Накопление Pu. Расчетное накопление плутония ( в основном 238 Pu и 242 Pu) хорошо согласуется с экспериментальными значениями. Накопление вторичных изотопов Am. В эксперименте получено более низкое значение накопление 242 m. Am. , образование 243 Am подтверждено в пределах ~10%. Образование изотопов Cm. В эксперименте обнаружено заметно большее накопление изотопов кюрия 243 Cm и 244 Cm (~20 -30%). 12

Трансмутации 241 Am возможна? 238 Pu 87. 74 г (n, γ) 239 Pu 24065 л (n, γ) 240 Pu 6537 л (n, γ) 241 Pu 14. 4 г ω(n, γ) 241 Am 432. 2 г (1 -ω)·( n, γ) (n, 2 n) 242 Pu 3. 76+5 л 17% 83% 242 Am 16. 02 ч ИП 242 Сm 162. 8 д 242 m. Am 141 г (n, γ) 243 Am 243 Сm 7380 л 28. 5 г (n, γ) 244 Am 244 Сm 10. 1 ч 18. 1 г 13

Исследования трансмутации 237 Np 234 U 2. 44· 105 л 236 Np 1. 15· 105 л 236 U 236 m. Np 236 Pu 2. 34· 107 л 22. 5 ч 2. 85 г (n, 2 n) ω·(n, 2 n) (n, γ) 237 U 237 Np 237 Pu 6. 75 д 2. 14· 106 л 45. 6 д (n, γ) 238 Np 238 Pu 2. 12 д 87. 7 г Выгорание Накопление дочерних Нуклид Выгорание Накопление вторичных 237 Np 6. 5% - 234 U 0. 7% 4. 7% 238 Np 0. 04% - 238 Pu 20. 7% - 236 Pu - ~2. 5∙ 10 -5 % 239 Pu 1. 5% 7. 1% 238 Pu 3. 6% 21. 9% 240 Pu - 0. 4% 239 Pu 0. 2% 1. 3% Сумма ~22. 3% ~12. 3% Сумма ~10. 3% ~24. 6% Уменьшение Pu 238 Нуклид Уменьшение Np ~34. 9% ~34. 6% 14

Исследования трансмутации 244 Cm α 239 Pu 243 Сm 28. 5 г 24065 л (n, γ) (n, 2 n) α 240 Pu 244 Сm 6537 л 18. 1 г (n, γ) 241 Pu (n, γ) α 245 Сm 14. 4 г 8500 л (n, γ) 242 Pu α 246 Сm 3. 76+5 л 4730 л (n, γ) 247 Cm 1. 56+7 л Нуклид Деление ( выгорание) Накопление вторичных МА 240 Pu 0. 3% 24. 4% 241 Pu 0. 06% 0. 2% 244 Cm 7. 5% - 245 Cm 2. 5% 8. 4% 246 Cm 0. 01% 0. 3% Сумма ~10. 3% ~33. 4% Уменьшение 244 Cm ~43. 7% Трансмутация 244 Cm неэффективна с учетом большой скорости -распада ввиду малого периода полураспада Радиационный захват нейтронов приводит к образованию долгоживущих изотопов Cmвместо короткоживущего 244 Cm 15

От Np и Cm – к Pu Трансмутация Cm захват n 243 Cm 244 Cm 245 Cm 246 Cm 28. 5 лет α-распад 18. 1 года 8500 лет 4730 лет Трансмутация Np 238 Pu 239 Pu 240 Pu 241 Pu 87. 7 года 24060 л 6537 лет 15. 2 лет 237 Np 2. 1·106 л 238 U 4. 5·109 л Воспроизводство топлива 16

От AM – к Cm 242 Cm захват n 162. 8 сут α-распад 241 Am 433 года 238 Pu 239 Pu 87. 7 года 24060 л Трансмутация Am (основной канал) 237 Np 2. 1·106 л захват n 244 Cm α-распад 18. 1 года 241 Am 433 года 240 Pu 6537 лет Трансмутация Am (дополнительный канал) 243 Am 7380 л 242 Pu 3. 8·105 л 17

Трансмутация МА: базовая физическая идея FP Am 241 Pu 238 Pu 239 FP n Pu 239 FP FP Np 237 Pu 238 Pu 239 18

Оценка возможности использования МА в БН-1200 При разработке концепции реактора БН-1200 рассмотрены следующие возможности: • • • рециклирование только плутония, изоляция МА • рецикл всех МА (без фракционирования ) гомогенная трансмутация МА в составе топлива гетерогенная трансмутация МА в специальных выжигательных сборках активной зоны рецикл МА с отделением Сm (без Cm) рецикл только Np Расчеты показали, что основные нейтроннофизические характеристики и параметры ядерной безопасности при утилизации собственных МА не изменяются существенно. При этом: за время работы реактора в нем может утилизировано более 2 тонн МА, т. е снижение массы МА за счет рецикла составляет примерно порядок 19

Радиационные последствия рецикла МА “Платой” за утилизацию МА является ухудшение радиационных свойств регенерированного топлива: Гомогенная трансмутация МА: тепловыделение возрастает в ~7 раз, -излучение – в ~10 раз, нейтронное излучение – в ~600 раз Гетерогенная трансмутация МА: тепловыделение возрастает в ~40 раз, -излучение – в ~100 раз, нейтронное излучение – в ~2000 раз Наилучшим компромиссом является вариант в отделением Сm, который снижает: тепловыделение в ~7 раз, нейтронное излучение – в ~ 500 раз 20

Трансмутация МА: выводы Быстрые реакторы способны использовать в составе топлива активной зоны (гомогенная трансмутация МА) минорные актиниды при без существенного влияния на физику и безопасность РУ при разумной доле МА ~1 -4% Возможно также прямое выжигание МА в специальных гетерогенных сборках (гетерогенная трансмутация), однако такие сборки ухудшают распределение нейтронного поля в реакторе; Из-за высокой величины (большой величины радиационного захвата по отношению к делению) эффективность прямого выжигания МА может оказаться невысокой – облучение МА может приводить даже к увеличению активности образующейся композиции (отрицательному эффекту); Наиболее эффективным способом утилизации МА является их трансмутация в плутониевые изотопы с последующим использованием в виде ядерного топлива – процесс аналогичный воспроизводству Pu из U-238. При этом Np-237 и Am-241 целесообразно добавлять в топливо, а изотопы Cm отделять и выдерживать до распада в Pu изотопы; «Платой» за уничтожение долгоживущих МА является существенное ухудшение радиационных характеристик регенерированного топлива: нейтронной и гамма-активности топлива, радиационного тепловыделения в топливе, что осложняет изготовление топлива и обращение с ним; В настоящее время задача трансмутации не решена на технологическом уровне, хотя возможности трансмутации продемонстрированы в экспериментах в реакторе Phenix (Франция), БН-350 (Россия, Казахстан) 21

Ключевые развилки при создании ЗЯТЦ Проблема, параметр, технология, ключевые развилки принятия решений Альтернативы Воспроизводство (КВ) и время удвоения Активные зоны БН с высоким КВ и теплонапряженностью Активные зоны с КВА~1 и низкой теплонапряженностью (БН, БРЕСТ) Использование природных свойств безопасности РУ с натриевым теплоносителем РУ с тяжелым теплоносителем Улучшение технико-экономических показателей энергоблоков с БР Интегральная компоновка оборудования энергоблока большой мощности (БН-1200, БРЕСТ-1200) Модульная компоновка с высоким уровнем заводской готовности оборудования (СВБР-75/100) Топливо МОКС-топливо Конструкционные материалы (для повышения выгорания топлива) Производство топлива Переработка ОЯТ Транспортировка ОЯТ, схема размещения производств Усовершенствованные аустенитные стали Таблеточное Водно-экстракционная Централизованный завод с развитым контейнерным парком Фракционирование и обращение с МА Без отделения МА и удаление в геологические формации Рецикл МА Ядерная трансмутация Гетерогенная в отдельных устройствах (или системахвыжигателях) Быстрый реактор – выжигатель с твердотельными элементами Плотное топливо: нитридное, металлическое Ферритно-мартенситные стали, в том числе дисперсно-упрочненные Виброуплотненное Пирохимическая Пристанционная организация топливного цикла Выделение МА, долгоживущих продуктов деления, минимизация их количества и токсичности Гомогенная с топливом Жидко-солевой пережигатель 22

Спасибо за внимание 23