Лекции для магистров Лекция 4 Ядерный топливный

Лекции для магистров Лекция № 4 Ядерный топливный цикл быстрых реакторов Поплавская Елена ГНЦ РФ ФЭИ E-mail: epopl@ippe. ru 1

Пределы развития АЭ на базе ВВЭР ОЯТЦ Сырьевой ресурс: 1 000 т. Отходы: 2 U природный U обеднённый ОЯТ в т. ч. Pu 900 000 т. 1 000 т. 2

Пределы современной АЭ Технологическая база АЭ на основе ВВЭР -1200 достаточна для прогнозируемых ЕС-2030 масштабов строительства АЭС (50 -60 ГВт(э)) и экспортных поставок. Однако потенциал её в решении долгосрочных стратегических проблем страны ограничен, из-за: 1. Небольшой сырьевой базы; 2. Накопления значительного количества ОЯТ, которые в случае отсутствия БР должны быть изолированы как ВАО; 3. Экспортных препятствий, связанных с накоплением в мире ОЯТ с Pu и переходом в мире на ядерные технологии нового поколения; 4. Ограниченной сферы применения. (Производство базовой электроэнергии). 3

Относительный энергетический потенциал сырьевой базы современной АЭ Ограниченная сырьевая база (U -235) не позволяет рассматривать современную АЭ в качестве ключевого ответа на вызовы устойчивому развитию страны в долгосрочной перспективе. 4

Состав ОЯТ ТР 5

Замкнутый ЯТЦ 6

Оценка энергетического потенциала ЯЭС с БР С учетом U 238 7 Без учета U-238

Российские технологии ЗТЦ В нашей стране разработаны и продемонстрированы на опытнопромышленном и экспериментальном уровнях технологии замкнутого топливного цикла, соответственно : • водная технология переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-440 и БН -600 на заводе РТ-1; • таблеточная технология производства оксидного смешанного уран-плутониевого топлива (МОКС) (экспериментальные ТВС прошли успешные испытания на БН-600). Кроме этих базовых технологий в стране ведутся работы по перспективным технологиям производства топлива: • вибротехнологии производства МОКС – топлива; • нитридному топливу на основе таблеточного производства, а также неводных методов переработки ОЯТ: • пирохимической технологии; • газофторидной технологии. 8

Основные этапы развития технологии БР с Na теплоносителем 9

БН-600 КИУМ 78% за последние 5 лет (близко к КИУМ серийных ВВЭР – 79. 9% за тот же период времени) Аварийные Среднее число аварийных остановов остановы реактора на 7000 ч. работы – 0, 2 (по АЭС мира – 0. 5 -0. 7). за период 2000 – 2009 гг. аварийные остановы реактора отсутствовали Средний выход р/а 1% от допустимого уровня (в 4 раза ниже газов за показателя АЭС с ВВЭР за тот же период) последние 6 лет Коллективная доза облучения персонала за последние 5 лет 0. 54 чел. Зв в год (в 2. 2 раза ниже аналогичного показателя АЭС с ВВЭР) 10

БН-600 Топливо – UO 2 Мощность (эл) 600 МВт Три типа ТВС Х 5 = 17; 21; 26 % Начальная загрузка урана (АЗ/ТЭ/БЭ )- 11 /8/26 т Ежегодная подгрузка урана – 5/4/5 т Ежегодная выгрузка плутония -600 кг 11

КИУМ БН-600 100 90 83, 53 80, 29 80 73, 46 74, 11 71, 76 72, 75 72, 48 70 КИУМ, % 60 50 76, 6 75, 89 77, 35 76, 43 76, 32 75, 74 77, 75 78, 6 77, 78 77, 49 76, 53 73, 23 72, 97 69, 83 80, 04 79, 89 78, 19 70, 31 65, 91 56, 51 47, 93 40 30 20 10 0 1982 1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 12 12

БН-600 Характеристики топливных зон БН-600 Количество ТВС в активной зоне, шт 369 Количество ТВС зоны воспроизводства, шт 378 Вид топлива диоксид урана Количество твэлов в ТВС 127 Масса ТВС, кг 103 Масса урана в ТВС, кг: обогащенный 28, 9 обедненный 19, 8 Обогащение топлива (содержание урана 235 в уране), % в активной зоне 17, 21, 26 в торцевых экранах (обедненный уран) <0, 7 Габариты, мм длина ТВС размер "под ключ" 3500 96 13

БН-800 Главная цель коммерциализация технологии БН и ЗЯТЦ, включая МОХпроизводство и переработка ОЯТ Разрез реактора БН– 800 1 – главный циркуляционный насос; 2 – большая поворотная пробка; 3 – механизм перегрузки; 4 – малая поворотная пробка; 5 – центральная поворотная колонна с механизмами СУЗ; 6 – верхняя неподвижная защита; 7 – корпус реактора; 8 – страховочный корпус; 9 – теплообменник; 10 – активная зона; 11 – напорная камера Топливо – Pu. O 2 -UO 2 Мощность (эл) 880 МВт Кампания -465 эфф. сут. Три типа ТВС Массовая доля Pu. O 2 = 15, 7 -19, 9% Начальная загрузка топлива 13, 6 т Ежегодная подгрузка топлива– 8. 6 т Начальная загрузка Pu – 2, 8 Ежегодная подпитка Pu – 1, 9 т 14

ЗАДАЧИ РЕШАЕМЫЕ ПРИ СТРОИТЕЛЬСТВЕ И ЭКСПЛУАТАЦИИ БН-800 § § § Режим эксплуатации с воспроизводством на топливе MOX Экспериментальная демонстрация ключевых компонентов закрытого топливного цикла Разработка инновационных технологий для будущих реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем: l l Испытания и аттестация перспективного топлива и конструкционных материалов Демонстрация технологии выжигания минорных актинидов Отработка новых технических решений Поддержание компетенции в технологии реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем БН-800 – важная веха при эволюционном переходе к ядерной технологии нового поколения

РАЗВИТИЕ ПРОЕКТА БЛОКА БН-800 И ЕГО КЛЮЧЕВЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ r 1984 –эскизный проект – развитие БН-600 с повышенной мощностью r 1994 – утверждение доработанного проекта Особенности проекта: • Намного более высокая единичная мощность • Пассивные системы безопасности • Топливо MOX

Планируемое завершение строительства БН 800 – 2013 -2014 год 2006 г. 2011 г. Гибридная активная зон: 25% МОХ+75% UO 2 c последующим 17 переходом на полную загрузку МОХ-топливом

БН-К Топливо – Pu. O 2 -UO 2 Мощность (эл) 1200 МВт Кампания ЯТ – 1650 эфф. сут. Один тип ТВС Массовая доля Pu. O 2 – 18, 2 -20, 0% Начальная загрузка – 60, 4 т Годовая перегрузка – 12, 1 т Начальная загрузка Pu – 7, Ежегодная подпитка Pu – 1, 4 т 18

БН-К q Новые решения: § Усовершенствование конструкции реактора и ПГ (снижение материалоемкости) § Сильфонные компенсаторы на трубопроводах второго контура (снижение их протяженности и материалоемкости) § Существенно упрощенная система перегрузки по сравнению с БН-600 и БН 800 (снижение материалоемкости) § § Система аварийного отвода тепла со встроенными в корпус реактора автономными теплообменниками (повышение надежности) Размещение фильтр-ловушек первого контура в баке реактора (исключение трубопроводов с радиоактивным натрием и обслуживающих их систем) 19

НОВЫЕ РЕШЕНИЯ ПО АКТИВНОЙ ЗОНЕ БН-1200 q Укрупнение твэлов ( 6, 9 мм 9, 3 мм, снижение средней энергонапряжённости, увеличение кампании ТВС) q Укрупнение ТВС (S=96 мм S=181 мм, уменьшение количества ТВС) q Увеличенная объемная доля топлива (0, 43 0, 47, увеличение КВ) q Увеличенная газовая полость в твэле и Tоб <670ºС (обеспечение глубокого выгорания топлива) q Использование одного обогащения топлива вместо трех (упрощение топливного производства) q ВРХ, обеспечивающее выдержку в течение 2 -х лет (упрощение перегрузки)

ОСНОВНЫЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ Наименование Кампания ТВС активной зоны, эфф. сут. Значение 1320→ 1650→ 1980 Максимальное выгорание топлива, % т. а. 14. 3→ 17, 8→ 21 Среднее выгорание топлива по выгружаемым ТВС, МВт сут/кг 93→ 116→ 138 Максимальное повреждающая доза на ТВС, сна 140→ 170→ 200 Максимальная линейная мощность твэл, к. Вт/м 46, 5 Коэффициент воспроизводства (КВ): ~1, 2 ü Конструкция активной зоны реактора разрабатывается с учетом возможности перехода на смешанное нитридное топливо (КВ до 1. 45)

СРАВНЕНИЕ ТЕХНИКО-ЭКОНОМИЧЕСКИХ ПОКАЗАТЕЛЕЙ БН Параметр БН-600 БН-800 БН-1200 Удельная материалоемкость РУ, т/МВт(э) 13, 0 9, 7 5, 6 Продолжительность непрерывной работы реактора между перегрузками, сутки 110… 170 155 330 КИУМ 0, 77 - 0, 85 0, 9 45 45 60 Срок службы, лет üЭкономические показатели БН-1200 будут находиться на сопоставимом уровне с ВВЭР аналогичной мощности. В перспективе себестоимость электроэнергии БН-1200 должна стать ниже, чем ВВЭР, в связи с ожидаемым ростом цен на природный уран.

Стадии развития технологии быстрых свинцово -висмутовых реакторов АПЛ-705 серийные (1976 -1996 гг. ) АПЛ-705 опытная (1971 г. ) Опытная АПЛ проекта 645 (1963 г. ) Pb-Bi стенд (1951 г. ) 23 СВБР-100 (план - 2015 г. )

Модульный реактор СВБР-100 Параметр Мощность тепловая (номинальная), МВт Электрическая мощность (брутто), МВт Паропроизводительность, т/ч Генерируемый пар: давление, МПа   температура, °С Температура теплоносителя, вх. /вых. , °С Топливо: тип   обогащение   загрузка по 235 U, кг Интервал времени между перегрузками, лет Кампания активной зоны, тыс. эфф. ч Габариты (диаметр×высота), м СВБР-75/100 280 101, 5 580 9, 2 400 345/495 UO 2 16, 5 % 1488 7 -8 53 4, 53× 7. 55 (МБР) 24

Быстрые реакторы со свинцовым теплоносителем Характеристика Брест-300 Тепловая мощность, 700 МВт Электрическая 300 мощность, МВт Число ТВС в активной 185 зоне, шт Диаметр активной 2300 зоны, мм Высота активной зоны, 1100 мм Диаметр твэла, мм 9, 1; 9, 6; 10, 4 Шаг твэла, мм 13, 6 Топливо активной зоны UN+Pu. N Топливная загрузка, 16 (U+Pu)N, т Загрузка 2, 1/1, 5 239 Pu+241 Pu), т Pu/( Кампания топлива, лет 5 Интервал между 1 перегрузками, лет КВА ~1 КПД нетто энергоблока, 43 % Расчетный срок 30 службы, лет Брест-1200 2800 1200 332 4755 1100 9, 1; 9, 6; 10, 4 13, 6 UN+Pu. N 63, 9 8, 56/6, 06 5 -6 1 ~1 43 60 25

Изготовление МОХ-топлива Mixed Oxide (MOX) Fuel Fabrication Belgium France Owner/Controller Plant Name/Location Belgonucléaire SA Dessel (closes July 31, 2006) 37 Areva NC Country Cadarache (somewhat closed) (40) MELOX SA (100% Marcoule Areva NC ) Capacity a) [MTIHM/year] 195 India DAE Nuclear Fuel Tarapur Complex 50 Japan JNC 10 Tokai-Mura 26 26

Перерабатывающие заводы в мире 27

Завод РТ-1 Краткая историческая справка 1967 - начало строительства комплекса РТ 1970 - прием первого эшелона с ОЯТ ВВЭР-210 1977 - пуск в работу первых двух технологических ниток 1984 - освоение переработки ОЯТ БН 1988 - начало эксплуатации установки остекловывания 1988 - пуск в работу третьей технологической нитки 1996 - начало эксплуатации установки фракционирования ВАО Опыт переработки ОЯТ реакторов различного назначения 33 года 28 28

Результаты переработки ОЯТ БН/ РТ-1 Начало переработки уранового ОЯТ БН - 1984 г. Количество переработанного ОЯТ БН – 516 т из них: БН-350 – 87 т. БН-600 – 429 т. Таблеточное МОКС-топливо: -проведен большой объем НИОКР; -в 2006 г. – переработана 1 необлученная МОКС ТВС 29

ОЯТ U ПД Pu хранение ОЯТ U ПД Pu Изготовление U топлива Изготовление МОКС-топлива реактор Разомкнутый ЯТЦ (по плутонию) Замкнутый ЯТЦ 30

Действующая технологическая схема Экстракция I цикл ОЯТ U Промежуточное хранение Экстракция II цикл Измельчение Растворение ВАО Pu+Np+Tc Аффинаж Pu САО Коч ~107 U САО Коч ~106 Фильтрация Pu Np 31

Создание производства МОХтоплива (таблеточная техология) Производство МОКС-топлива ТВС Склады Оружейный Pu (ХДМ) Энергетический Pu Новый источник типа БН ОЯТ Pu. O 2 Радиохимический завод 32

Плутоний 33

Упрощеннный PUREX 34

Пирохимические процессы/ НИИАР Фундаментальные исследования солевых расплавленных систем позволили разработать технологические процессы получения гранулированных оксидов урана, плутония и смешанных оксидов урана и плутония. Отличительной особенностью пирохимической технологии является проведение всех операций получения осадков в одном аппарате хлораторе – электролизере. Основные стадии процесса пирохимической переработки: • Растворение исходных продуктов или ОЯТ в расплаве солей • Выделение из расплава кристаллического диоксида плутония или катодного осадка МОКС-топлива • Обработка продуктов и получение гранулированного топлива 35

Технологии переработки ОЯТ/ неводные технологии переработки ОЯТ /НИИАР . Топливный цикл с МА DOVITA. 36

§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) 37 §ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РТ-1 ПО «МАЯК»

Спасибо за внимание! 38