Скачать презентацию Лекции для магистров Лекция № 1 Введение в Скачать презентацию Лекции для магистров Лекция № 1 Введение в

Lektsia_1.ppt

  • Количество слайдов: 50

Лекции для магистров Лекция № 1 Введение в ЯТЦ. Основные понятия и определения. Классификация Лекции для магистров Лекция № 1 Введение в ЯТЦ. Основные понятия и определения. Классификация ЯТЦ Елена Поплавская ГНЦ РФ ФЭИ E-mail: epopl@ippe. ru 1

Определение Ядерный топливный цикл (Nuclear fuel cycle) - комплекс мероприятий для обеспечения функционирования ядерных Определение Ядерный топливный цикл (Nuclear fuel cycle) - комплекс мероприятий для обеспечения функционирования ядерных реакторов, осуществляемых в системе предприятий, связанных между собой потоком ядерного материала и включающих урановые рудники, заводы по переработке урановой руды, конверсии урана, обогащению и изготовлению топлива, ядерные реакторы, хранилища отработавшего топлива, заводы по переработке отработавшего топлива и связанные с ними промежуточные хранилища и хранилища для захоронения радиоактивных отходов 2

Схема Ядерного топливного цикла, Предприятия ЯТЦ 3 Схема Ядерного топливного цикла, Предприятия ЯТЦ 3

Типы Ядерного топливного цикла 1) Урановый топливный цикл 2) Уран-плутониевый топливный цикл. 3) Уран-ториевый Типы Ядерного топливного цикла 1) Урановый топливный цикл 2) Уран-плутониевый топливный цикл. 3) Уран-ториевый топливный цикл. 4

Типы Ядерного топливного цикла 1) Урановый топливный цикл, в кото-ром делящимся материалом служит235 U, Типы Ядерного топливного цикла 1) Урановый топливный цикл, в кото-ром делящимся материалом служит235 U, а воспроизводящим материалом - 238 U. Урановое горючее изготавливают из: - природного урана (0, 72% 235 U), низкообогащенного урана (1 -5% 235 U) -высокообогащенного урана (до 93% 235 U). 5

Типы Ядерного топливного цикла 2) Уран-плутониевый топливный цикл. Топливо для этого цикла состоит из Типы Ядерного топливного цикла 2) Уран-плутониевый топливный цикл. Топливо для этого цикла состоит из прир. или обедненного (0, 2 -0, 3% 235 U) урана с добавкой 239 Рu в кол-ве, эквивалентном соответствующему обогащению по 235 U. 6

Типы Ядерного топливного цикла 3) Уран-ториевый топливный цикл. Делящийся материал - 235 U или Типы Ядерного топливного цикла 3) Уран-ториевый топливный цикл. Делящийся материал - 235 U или 233 U, фертильный - 232 Th. 7

Схемы Ядерного топливного цикла 1) Открытый ЯТЦ 2) Частично замкнутый ЯТЦ 3) Замкнутый ЯТЦ Схемы Ядерного топливного цикла 1) Открытый ЯТЦ 2) Частично замкнутый ЯТЦ 3) Замкнутый ЯТЦ 8

Схемы Ядерного топливного цикла 1) Открытый ЯТЦ Начальная стадия ЯТЦ Заключительная стадия ЯТЦ Реактор Схемы Ядерного топливного цикла 1) Открытый ЯТЦ Начальная стадия ЯТЦ Заключительная стадия ЯТЦ Реактор 9

ЯТЦ России сегодня 10 ЯТЦ России сегодня 10

Схемы Ядерного топливного цикла 1) Частично -замкнутый ЯТЦ 11 Схемы Ядерного топливного цикла 1) Частично -замкнутый ЯТЦ 11

Использование МОХ-топлива 12 Использование МОХ-топлива 12

Программы замыкания ЯТЦ, Франция 13 Программы замыкания ЯТЦ, Франция 13

Программы замыкания ЯТЦ, Япония 14 Программы замыкания ЯТЦ, Япония 14

Программы замыкания ЯТЦ, Индия 15 Программы замыкания ЯТЦ, Индия 15

Программы замыкания ЯТЦ, США 16 Программы замыкания ЯТЦ, США 16

Россия. Технологические стратегии обращения с ОЯТ ТР Востребованность энергетического Pu в АЭ ВВЭР-1000 (1200) Россия. Технологические стратегии обращения с ОЯТ ТР Востребованность энергетического Pu в АЭ ВВЭР-1000 (1200) ВВЭР-440, БН-600, АМБ, АПЛ и АЛ, ИР и др. Централизованное хранение на ГХК Переработка на РТ-1 ПО «Маяк» 5% РБМК-1000 95% Неперерабатываемое ОЯТ: ЭГП-6, АЛФ (U+Zr) и др. 17 Переработка на РТ 2 Создание геол. могильника Ресурс РТ-1 2030 г. Востребованность регенерата U 235 Централизованное хранение на ГХК Хранение на площадке Захоронение после 2030 г.

Модель системы обращения с ОЯТ на 2025 -30 гг. Парк РБМК Парк ВВЭР ОЯТ Модель системы обращения с ОЯТ на 2025 -30 гг. Парк РБМК Парк ВВЭР ОЯТ 200 т ОЯТ 600 т (в России) Парк ВВЭР ОДЦ + РТ-2 1000 – 1700 т/г с МОКСпроизводством для БН и ВВЭР (за рубежом) 400 т МОКС ВВЭР U Фабрикация U-ТВС 18 РАО Окончательная изоляция РАО (за рубежом) МОКС БН 10 -15 т/год Pu ОЯТ Парк БН Централизованное хранение зд. 1, 3 а, 2, контейнерное хр. Парк БН (в России) ОЯТ БН Pu + U Переработка ОЯТ БН и фабрикация МОКС БН РАО

§ОПЫТНО- ДЕМОНСТРАЦИОННЫЙ ЦЕНТР §ПОДЗЕМНАЯ ЛАБОРАТОРИЯ ЗАХОРОНЕНИЯ ВАО §ОТРАБОТКА ТЕХНОЛОГИЙ §ПОДТВЕРЖДЕНИЕ ЭКОНОМИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ §ПРОЕКТИРОВАНИЕ ЗАВОДА §ОПЫТНО- ДЕМОНСТРАЦИОННЫЙ ЦЕНТР §ПОДЗЕМНАЯ ЛАБОРАТОРИЯ ЗАХОРОНЕНИЯ ВАО §ОТРАБОТКА ТЕХНОЛОГИЙ §ПОДТВЕРЖДЕНИЕ ЭКОНОМИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ §ПРОЕКТИРОВАНИЕ ЗАВОДА РТ-2 (I МОДУЛЬ) §СТРОИТЕЛЬСТВО ЗАВОДА РТ-2 (I МОДУЛЬ) §ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ОБЪЕКТА ГЕОЛ. ИЗОЛЯЦИИ ВАО (1 ОЧЕРЕДЬ) §ПРОЕКТИРОВАНИЕ ЗАВОДА РТ-2 (II МОДУЛЬ) §СТРОИТЕЛЬСТВО ЗАВОДА РТ-2 (II МОДУЛЬ) §ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ХОТ-1 § Ввод СХОЯТ (1 ПК) § Ввод СХОЯТ (2 ПК) 19 §ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РТ-1 ПО «МАЯК»

Схемы Ядерного топливного цикла 1) Замкнутый ЯТЦ Начальная стадия ЯТЦ Заключительная стадия ЯТЦ Реактор Схемы Ядерного топливного цикла 1) Замкнутый ЯТЦ Начальная стадия ЯТЦ Заключительная стадия ЯТЦ Реактор 20

Схемы Ядерного топливного цикла 3) Замкнутый ЯТЦ с реакторами –бридерами без утилизации МА 21 Схемы Ядерного топливного цикла 3) Замкнутый ЯТЦ с реакторами –бридерами без утилизации МА 21

Схемы Ядерного топливного цикла 3) Замкнутый ЯТЦ с реакторами –бридерами с утилизацией МА 22 Схемы Ядерного топливного цикла 3) Замкнутый ЯТЦ с реакторами –бридерами с утилизацией МА 22

Схемы Ядерного топливного цикла 3) Замкнутый ЯТЦ с реакторами – выжигателями 23 Схемы Ядерного топливного цикла 3) Замкнутый ЯТЦ с реакторами – выжигателями 23

Сравнение ЯТЦ Изменение радиотоксичности для разных сценариев ОЯТ. 24 Сравнение ЯТЦ Изменение радиотоксичности для разных сценариев ОЯТ. 24

Сравнение ЯТЦ Добыча, т. Топливо, т. ОЯТ, т Pu, т 1000 10 1. Открытый Сравнение ЯТЦ Добыча, т. Топливо, т. ОЯТ, т Pu, т 1000 10 1. Открытый топливный цикл 10 000 9 000 т обедненного урана не используется! 1000 1. Частично замкнутый топливный цикл по U и Pu в легководных реакторах 7 000 9 000 т обедненного урана не используется! 1000 140 5 25

Масса актинидов в 1 облученной ТВС реактора ВВЭР-1000, г, выдержка 3 года. Сравнение ЯТЦ Масса актинидов в 1 облученной ТВС реактора ВВЭР-1000, г, выдержка 3 года. Сравнение ЯТЦ Изотоп ОЯТ UOX ОЯТ МОХ 232 U 0. 01075 0. 003605 73. 76 2549 2317 365300 306. 5 138. 3 2579 1284 694. 3 442. 9 131. 7 0. 3726 114. 9 0. 1142 0. 3170 47. 37 2. 975 0. 576 3. 760 E+05 0. 004338 0. 0007599 25. 17 277. 1 106. 2 392000 76. 40 602. 7 6478 5265 2963 2350 718. 3 5. 718 724. 8 0. 8689 4. 244 490. 2 66. 56 10. 74 4. 122 E+05 233 U 234 U 235 U 236 U 238 U 237 Np 238 Pu 239 Pu 240 Pu 241 Pu 242 Pu 241 Am 242 m. Am 243 Am 242 Cm 243 Cm 244 Cm 245 Cm 246 Cm Всего 26

Схемы Ядерного топливного цикла 27 Схемы Ядерного топливного цикла 27

Добыча урановой руды Разведанные запасы урана на 2009 год (Reasonably Assured Resources plus Inferred Добыча урановой руды Разведанные запасы урана на 2009 год (Reasonably Assured Resources plus Inferred Resources) Страна Австралия Казахстан Канада Россия Южная Африка Намибия Бразилия Нигер США Китай Иордания Узбекистан Украина Индия Монголия Другие Всего в мире Тонн U 1673000 651000 485000 480000 295000 284000 279000 272000 207000 171000 112000 111000 105000 80000 49000 150000 5404000 Доля от мировых запасов, % 31 12 9 9 5, 5 5 4 3 2 2 2 1, 5 1 3 100 28

Десять крупнейших компании-лидеров добычи урана в 2010 году 29 Десять крупнейших компании-лидеров добычи урана в 2010 году 29

Динамика добычи урана в мире 30 Динамика добычи урана в мире 30

Соотношение потребностей и производства урана в мире до 2035 г Производство природного U: 1 Соотношение потребностей и производства урана в мире до 2035 г Производство природного U: 1 – достигнутое 2 – планируемое на существующих УПЦ 3 – планируемое на новых УПЦ Потребности U: 4 – достигнутые 5 – высокие 6 - низкие 31

Добыча урановой руды. Россия 32 Добыча урановой руды. Россия 32

Добыча урановой руды. Россия Схема размещения осваиваемых и перспективных урановорудных районов: 1 – Алданский; Добыча урановой руды. Россия Схема размещения осваиваемых и перспективных урановорудных районов: 1 – Алданский; 2 – Буреинский; 3 – Саяно-Байкальский; 4 – Карело. Кольский; 5 – Чукотский; 6 – Забайкальский; 7 – Зауральский; 8 – 33 Западно-Сибирский; 9 - Ханкайский

Добыча урановой руды. Россия 34 Добыча урановой руды. Россия 34

Конверсия и обогащение урана 1) Ангарский электролизный химический комбинат, (АЭХК), ОАО 2) Сибирский химический Конверсия и обогащение урана 1) Ангарский электролизный химический комбинат, (АЭХК), ОАО 2) Сибирский химический комбинат (СХК), ОАО 3) Уральский электрохимический комбинат (УЭХК), ОАО 4) Электрохимический завод» , ПО (ЭХЗ), ОАО Зеленогорск, Красноярский край 35

Конверсия урана (Uranium conversion) - химико-технологический процесс превращения урансодержащих материалов (главным образом, оксидов урана) Конверсия урана (Uranium conversion) - химико-технологический процесс превращения урансодержащих материалов (главным образом, оксидов урана) в гексафторид урана. • Гексафторид природного урана (ГФУ) Для получения ГФУ используют закисьокись урана U 3 О 8 или тетрафторид урана UF 4 с природным соотношением изотопов урана. UF 4 + F 2 > UF 6 U 3 O 8 + 9 F 2 -> 3 UF 6 + 4 O 2 • 36

37 37

Обогащение Цех разделения изотопов урана Схема газовой центрифуги 38 Обогащение Цех разделения изотопов урана Схема газовой центрифуги 38

Обогащение , Затраты на получение одного килограмма низкообогащенного урана и одного килограмма высокообогащенного урана Обогащение , Затраты на получение одного килограмма низкообогащенного урана и одного килограмма высокообогащенного урана Низкообогащенный уран (НОУ) Природный уран Доля U-235 в обедненном потоке 8, 2 кг составляет 0, 3 % Доля U-235 в обедненном потоке 6, 7 кг составляет 0, 2 % Высокообогащенный уран (ВОУ) Услуги по Природный обогащению уран Услуги по обогащению 4, 5 ЕРР 219 кг 193 EPP 5, 7 ЕРР 176 кг 228 ЕРР 39

Обогащение 40 Обогащение 40

Международный центр по обогащению урана (МЦОУ), ОАО 41 Международный центр по обогащению урана (МЦОУ), ОАО 41

Производство ядерного топлива 42 Производство ядерного топлива 42

Производство ядерного топлива 43 Производство ядерного топлива 43

Перерабатывающий завод РТ-1 Россия Франция Великобритания Япония 44 Перерабатывающий завод РТ-1 Россия Франция Великобритания Япония 44

Страна Перерабатывающие заводы Площадка Завод Тип ОЯТ (реакторы) Эксплуатация, г. Мощность Пуск Вывод из Страна Перерабатывающие заводы Площадка Завод Тип ОЯТ (реакторы) Эксплуатация, г. Мощность Пуск Вывод из эксп. Существ. Будущ. 1966 2006 2020 1988 1958 1967 1990 1971 1964 1974 1998 2010 Бельгия Китай MOL Jiuquan Eurochemic RPP Франция Marcoule La Hague Карлсруе Trombay Tarapur Kalpakkam APM UP 1 UP 2 UP 3 WAK PP PREFRE 1 PREFRE 2 PREFRE 3 A LWR LWR FBR GCR LWR LWR Research PHWR Tarapur PREFRE 3 B PHWR 2010 Tokai-mura Rokkashomura Челябинск Красноярск PNC TRP RRP LWR 1977 2008 90 90 800 РТ-1 РТ-2 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 1971 2020 400 1500 Селлафилд Доунрей Вест Валлей Ханфорд Саванна Рива B 205 Thorp UKAEA RP NFS Rockwell SR GCR AGR FBR LWR Метал. U 1967 1994 1980 1966 1954 2012 Айдахо Фолс R Сплав U-Al 1959 1992 Германия Индия Япония Российская Федерация Великобритания США Полная мощность 1975 50 100 800 800 800 60 100 00 150 1996 1997 1990 1500 900 1000 4860 6845 2001 1972 1989 45

Сравнение ЯТЦ Изменение радиотоксичности для разных сценариев ОЯТ. 46 Сравнение ЯТЦ Изменение радиотоксичности для разных сценариев ОЯТ. 46

Сухое хранилище США, Юкка-маунтин 47 Сухое хранилище США, Юкка-маунтин 47

Сухое хранилище Россия 48 Сухое хранилище Россия 48

Захоронение Концепция геологического захоронения, разработанная 49 компанией SKB (Швеция) Захоронение Концепция геологического захоронения, разработанная 49 компанией SKB (Швеция)

Спасибо за внимание! 50 Спасибо за внимание! 50