автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Топливный цикл крупномасштабной ядерной энергетики России на принципах топливного и радиационного баланса и нераспространения

ОАО «Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля» (ОАО «НИКИЭТ»)

УДК:621.039.51

На правах рукописи 05201351232 у

Лопаткин Александр Викторович

ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ КРУПНОМАСШТАБНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ РОССИИ НА ПРИНЦИПАХ ТОПЛИВНОГО И РАДИАЦИОННОГО БАЛАНСА И

НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ

Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук

Специальность : 05.14.03 - «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

Москва-2013

Оглавление

ВВЕДЕНИЕ 5

ГЛАВА 1. ПРОБЛЕМЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ДЕЛЕНИЯ В 17 ЭНЕРГЕТИКЕ, ИЗМЕНЕНИЕ ТРЕБОВАНИЙ К БЫСТРЫМ РЕАКТОРАМ

ГЛАВА 2. ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ К 25

КРУПНОМАСШТАБНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ

2.1 Общие требования к реакторной установке 27

2.2 Общие требования к замкнутому топливному циклу 29

2.2.1 Радиационная эквивалентность 30

2.2.2 Трансмутационный топливный цикл 32

2.2.3 Радиационно-миграционная эквивалентность и природоподобие 34

2.3 Подход к реализации гарантий нераспространения в концепции 40 быстрых реакторов нового поколения и их замкнутого топливного

цикла

2.4 Два подхода к организации замкнутого топливного цикла 46 крупномасштабной ядерной энергетики на быстрых реакторах

ГЛАВА 3. МОДЕЛИ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ, 52 РЕАЛИЗУЮЩЕЙ ТРАНСМУТАЦИОННЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ

3.1 Параметры ЯТЦ и трансмутация минорных актиноидов из ОЯТ 52

тепловых реакторов при развитии ядерной энергетики России в соответствии со «Стратегией...»

3.2. Анализ влияния сценариев развития мощностей ЯЭ, накопление 74 долгоживущих радионуклидов и трансмутации их в замкнутом топливном цикле быстрых реакторов

3.2.1 Возможности развития системы тепловых реакторов и накопление 74 актинидов в ОЯТ ТР

3.2.2 Возможности развития системы быстрых реакторов и 82 трансмутация долгоживущих актинидов их в замкнутом топливном

цикле

3.2.3 Возможности дополнительного развития быстрых реакторов на 85 обогащенном уране

ГЛАВА 4. УСЛОВИЯ И ПУТИ ДОСТИЖЕНИЯ 92

РАДИАЦИОННОГО БАЛАНСА

4.1 Потенциальная биологическая опасность природного урана 92

4.2 Роль отдельных нуклидов и элементов в долговременном 98 радиационном балансе

4.3.Эволюция требований к потерям актиноидов в отходы при 111

длительной работе ЯЭ

4.4 Влияние длительности ТЦ ТР и БР на основные параметры сценария 122 развития ЯЭ

4.5 Региональное хранилище для длительного контролируемого 130 хранения долгоживущих высокоактивных РАО

4.5.1 Введение 130

4.5.2. Параметры хранилища для длительной контролируемой выдержки 131 РАО

4.5.3. Теплогидравлические и нейтронно-физические характеристики 141 хранилища

4.5.4. Конструкция и функционирование хранилища 153

4.5.5. Заключение 158

4.6 Влияние спектра нейтронов на характеристики 163 трансмутационных цепочек Np, Am и Cm

4.7 Гомогенная и гетерогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной 172 зоне быстрого ЯЭ

4.8 Сравнительный анализ эффективности трансмутации MA в 188 различных установках на стадии длительной работы ЯЭ

4.9 Трансмутация осколочных технеция и йода в торцевом экране 202 реактора БРЕСТ

4.9.1 Трансмутация йода 203

4.9.2 Трансмутация технеция 204 ГЛАВА 5. ОСНОВЫ ПОДДЕРЖАНИЯ РЕЖИМА 209

НЕРАПРОСТРАНЕНИЯ ПРИ КРУПНОМАСШТАБНОМ РАЗВИТИИ ЯЭ

ГЛАВА 6. ВОВЛЕЧЕНИЕ ТОРИЯ В КРУПНОМАСШТАБНУЮ 221 ЯДЕРНУЮ ЭНЕРГЕТИКУ

6.1 Долгоживущие актиниды в равновесном торий-урановом цикле и 221 уран-плутониевом циклах

6.2 Сценарии вовлечения тория в ЗТЦ 225 ГЛАВА 7. АНАЛИЗ ОБОСНОВАННОСТИ ПОЛУЧЕННЫХ 243 РЕЗУЛЬТАТОВ

7.1 Использованные программы и ядерные данные 243

7.2 Масштаб погрешности эффективных нейтронных сечений 250 актинидов для БР по экспериментам 1999-2004 годов

7.3. Коэффициенты чувствительности расчетных концентраций 252

актинидов топлива реактора БРЕСТ к сечениям ядерных реакций и постоянным распада

7.4 Влияния неопределенности в нейтронных сечениях актинидов на 256 долговременную радиационную опасность РАО

ГЛАВА 8. РАЗРАБОТКА ПРИНЦИПИАЛЬНЫХ ОСНОВ 264

РАДИОХИМИЧЕСКИХ ТЕХНОЛОГИЙ ДЛЯ ШИРОКОМАСШТАБНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ. РЕЗУЛЬТАТЫ ТЭИ. ГЛАВА 9. РЕАЛИЗАЦИЯ ОСНОВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ 282

ЗАМКНУТОГО ТЦ КРУПНОМАСШТАБНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ В ПЯТЦ БРЕСТ-ОД-ЗОО

ЗАКЛЮЧЕНИЕ 291

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ 299

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ 3 01

ВВЕДЕНИЕ

Ядерная энергетика (ЯЭ) на реакторах, выросших из военной техники, уже в 70-80-е гг. стала крупным сектором энергетики многих стран. Но ее главные проблемы: безопасность и стоимость АЭС, радиоактивные отходы, нераспространение оружейных материалов, а также воспроизводство топлива не нашли исчерпывающих решений. Быстрые реакторы, на которых намечалось крупномасштабное развитие ЯЭ, были нацелены на высокие темпы воспроизводства и оказались дорогими, увеличивали риск распространения и не получили широкого применения, их разработки были свернуты в США, затем и в Европе. В условиях стабилизации мирового топливного рынка в конце 1970-х годов в США, а затем в Европе и России ЯЭ пришла в состояние стагнации. На XXI век прогнозировалось снижение ее доли в энергетике.

К концу 1990-х годов в России и США сформировались два разных, но дополняющих друг друга подхода к обновлению концепции развития ЯЭ и технической концепции реакторов и ядерного топливного цикла (ЯТЦ) для будущего.

Инициативы DOE США (NERI, G4) были нацелены на широкий поиск концепций реакторов следующего поколения и их топливного цикла для среднесрочной перспективы ЯЭ ограниченного масштаба. Задачи: снижение стоимости и рисков (аварии на АЭС, обращение с отходами, нераспространение); приспособление к условиям либерализованного рынка; новые области применения (локальные нужды небольших стран и районов, опреснение, производство водорода и др.).

Стратегия Минатома России /1/, определившая общее направление развития ядерной энергетики (ЯЭ) в России до 2050 г., исходила из того, что полувековой опыт достаточен для разработки и демонстрации в начале XXI века быстрых реакторов в замкнутом ЯТЦ, эффективно утилизирующих накапливаемые облученное ядерное топливо (ОЯТ) и плутоний; отвечающих требованиям крупномасштабной ЯЭ по топливному балансу, экономике, безопасности, отходам, нераспространению; способных поэтому стать основой развития в XXI веке большой ЯЭ для радикального решения встающих перед миром проблем энергоснабжения, оздоровления окружающей среды, нераспространения оружия. К

концу века, при исчерпании ресурсов дешевого природного урана быстрые реакторы могут поддержать работу тепловых реакторов разных типов, предпочтительных для использования в тех или других секторах энергетики, путем их перевода в торий-урановый топливный цикл. На разработку и реализацию основных элементов крупномасштабной энергетики направлена ФЦП ЯЭНП121.

Анализ состояния ядерной энергетики, причин и последствий крупных аварий в гражданском ее секторе (ТМ1, Чернобыль, ...), анализ темпов и уровня развития электроэнергетики в мире позволили к 1991 г. сформулировать общие требования к крупномасштабной ЯЭ на базе быстрых реакторов, перенеся главное внимание с высоких темпов развития ЯЭ (и воспроизводства) на безопасность, включая экологическую:

• неограниченная обеспеченность топливными ресурсами за счет полного использования запасов природного урана

• реализация свойств естественной безопасности, заключающейся в исключении аварий с радиационными выбросами, требующими эвакуации населения, при любых отказах оборудования, ошибках персонала и внешних воздействиях;

• снижение долговременной радиационной опасности радиоактивных отходов (РАО) за счет замыкания топливного цикла со сжиганием (трансмутацией) в реакторе наиболее долгоживущих радионуклидов из ОЯТ и глубокой очистки РАО с достижением радиационного баланса между захораниваемыми РАО и извлекаемым из недр Земли ураном;

• закрытие каналов распространения ядерного оружия путем исключения возможности использовать производства замкнутого топливного цикла для извлечения из облученного ядерного топлива материалов оружейного качества;

• экономическая конкурентоспособность производства ядерной энергии, прежде всего, за счет снижения стоимости новых АЭС по сравнению с современными АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, а также снижения стоимости технологий замкнутого топливного цикла.

Более низкие, чем ожидалось прежде, темпы роста электрогенерирующих ядерных мощностей и накопление к настоящему времени тепловыми реакгорами(ТР) больших количеств плутония, а также возможность старта быстрых реакторов (БР) на обогащенном уране позволяют отказаться от требования

высокого темпа наработки плутония в быстрых реакторах, отдав предпочтение БР с умеренной энергонапряженностью активной зоны (на уровне современных ТР) и топливу равновесного состава с коэффициентом воспроизводства близким к 1, решению накопленных проблем ядерного топливного цикла, поддержке нераспространения ядерных материалов. После последней аварии в особенности надеяться на развития ЯЭ в крупную систему (100-300 ГВт для России) можно только, если в комплексе решаются указанные выше требования. Отсутствие убедительного решения по любому из требований может закрыть развитие крупномасштабной ЯЭ. При этом наиболее актуальной проблемой современного этапа развития ЯЭ наряду с безопасностью АЭС является стратегия снижения объемов ОЯТ действующих АЭС и уменьшения до приемлемого объяснимого уровня объемов и радиоактивности долгоживущих РАО.

Сценарные исследования достаточно часто проводятся в ядерном сообществе, в этом направлении активно работают группы в НИЦ КИ, ГНЦ РФ ФЭИ, ОАО «НИКИЭТ», ... Исследуются сценарии развития мощностей ЯЭ по принимаемым схемам, оцениваются материальные балансы (массы топлива и ОЯТ, мощности обогатительных производств и производств по переработке ОЯТ, ...) и дополнительные характеристики по предпочтению авторов (экономические показатели, транспортные потока, объемы складов, ...). Из последних по этой тематике можно отметить работу /3/, в которой на базе экстремально высокой принятой авторами схемы развития ядерных мощностей (100 ГВт к 2030 г. и 300 ГВт к 2050 г.) рассмотрены особенности развития ЯЭ на установках различного типа (при доминирующей роли тепловых реакторов типа ВВЭР в большинстве сценариев), показаны ресурсные ограничения по топливу. При этом подходы к решению проблем топливного цикла столь крупной энергетики не прорабатывается, детализация и разработка научных проблем относится на будущее. Для автора диссертации исследование сценариев развития мощностей и сопутствующих топливных проблем не является самодостаточным, сценарии - это еще и фон для демонстрации действенности разработанного подхода к обращению с долгоживущими нуклидами в сочетании с реализацией других требований к крупномасштабной ЯЭ.

Диссертация посвящена обоснованию стратегии перехода ЯЭ России от современного состояния к крупномасштабной ЯЭ на базе БР, анализу возможных темпов и масштабов развития ЯЭ, разработке модели трансмутационного замкнутого топливного цикла (ЗТЦ), определению условий и доказательству реализуемости радиационной эквивалентности для развивающейся ЯЭ России, обоснованию подхода к технологической поддержке режима нераспространения применительно к ЗТЦ БР /4/, разработке общих требований к радиохимическим технологиям ЗТЦ БР и ТР а также к составу подлежащих захоронению долгоживущих РАО, разработке технологических схем радиохимических технологий, другим вопросам реализации ЗТЦ. В диссертации представлены результаты комплексного анализа принципиальных составляющих (мощности ТР и БР, баланс основных топливных актинидов, баланс потребленных природных радиоактивных ресурсов (уран и торий) и долгоживущих РАО от переработки ОЯТ (радиационная эквивалентность). По комплексному решению указанных задач отечественных и зарубежных аналогов диссертация не имеет.

В основу анализа радиационного баланса ЗТЦ положен принцип радиационной эквивалентности, предложенный в начале 1990-х И.Х. Ганевым и В.О. Адамовым 151. С участием автора в 1990-2000 г.г. было показано, что этот принцип при определенных условиях может быть реализован в ЯЭ. Общий подход к развитию ЯЭ России с переходом к широкомасштабной энергетики был сформулирован в Стратегии Минатома России, где одной из задач для формирования ЗТЦ ЯЭ ставилась реализация радиационной эквивалентности. Большая часть работ по теме диссертации автором выполнена в ходе реализации Основных задач Минатома России в 2000-2005 г.г.

Целью диссертации являлась разработка основ стратегии перехода от современного состояния, базирующегося на тепловых реакторах и длительном хранении ОЯТ, к трансмутационному ЗТЦ на основе быстрых реакторов и переработке всего объема ОЯТ с трансмутацией долгоживущих нуклидов в быстрых реакторах и реализацией радиационно-эквивалентного обращения с РАО. Показан потенциал развития БР с невысоким избыточным воспроизводством (КВА~1,05) вторичного топлива для различных сценариев

ввода мощностей ТР и БР при старте БР на плутонии из ОЯТ ТР, так и на обогащенном уране. Основное внимание уделено первому пути развития мощностей БР (старт на плутонии из ОЯТ ТР), поскольку в этом случае решается задача ликвидации накопленного объема ОЯТ современной ЯЭ с трансмутацией долгоживущих нуклидов в БР и реализации радиационной эквивалентности. Второй путь рассмотрен для доказательства отсутствия ресурсных ограничений развития системы БР с невысоким избыточным воспроизводством для любых востребуемых энергетической ситуацией в РФ мощностей. Также цель диссертации была в разработке требований к радиохимической технологии ЗТЦ для реализации радиационной эквивалентности и технологической поддержки режима нераспространения, в разработке принципиальных технологических схем таких технологий применительно к пристанционному ядерному топливному циклу.

В первой главе диссертационной работы на основе анализа ядерных данных показано, что в комплексе задачи крупномасштабной ЯЭ могут быть решены только при развитии быстрых реакторов.

Во второй главе представлены основные требования к крупномасштабной ядерной энергетике, включая требования к реакторной установке и замкнутому топливному циклу. В рамках описания основных требований к ЗТЦ определено понятие радиационной эквивалентности и методики численного анализа долговременных радиационных характеристик ядерных материалов и РАО, дан перечень мероприятий трансмутационного ядерного топливного цикла, принципиальная схема и численные критерии; представлен подход к захоронения РАО с точки зрения соблюдения радиационно-миграционного баланса, учитывающего спад опасности радиоактивных материалов при их длительной миграции от места захоронения к биосфере, и природоподобия захоронений РАО. В той же главе представлен подход к технологической поддержке нераспространения в рамках ЗТЦ БР.

В третьей главе на основе анализа сценариев развития ЯЭ России показаны возможные масштабы развития и длительность действия ЯЭ на базе тепловых реакторов, накопления ОЯТ и долгоживущей радиоактивности и

демонстрируется невозможность достижения радиационной эквивалентности. Рассмотрены сценарии развития БР на базе плутония из ОЯТ ТР, показано, что на базе ЗТЦ БР организуется трансмутационный ЗТЦ, в котором трансмутируются америций, нептуний и кюрий (после его распада в плутоний), хранилища ОЯТ ТР могут быть освобождены к концу 21 века или в первые 20 лет 22 века, в зависимости от сценария развития ТР в 21 веке. Продемонстрированы возможные масштабы развития БР на базе обогащенного урана. Также показано, что разрабатываемые и внедряемые на АЭС с ТР меры по увеличению глубины выгорания топлива существенно ухудшают соотношение масс делящегося плутония и МА, т.е. увеличивает массу МА по отношению к плутонию. Это соотношение еще более ухудшается по мере выдержки ОЯТ, которая сопровождается распадом 241Ри в 241Ат. Т.е. усложняется задача трансмутации МА.

В четвертой главе рассмотрены отдельные этапы, мероприятия и подходы к реализации трансмутационного ЯТЦ. В частности показано, что при развитии системы БР разрабатывать дополнительные (альтернативные) трансмутационные установки нет необходимости.

В пятой главе представлены результаты численного анализа опасности с точки зрения гарантий нераспространения ядерных материалов и отдельных нуклидов. Показано, что топливо разрабатываемых в настоящее время БР не представляет опасности.

В шестой главе приведен анализ сценариев вовлечения тория в ядерную энергетику, развивающуюся, в основном на БР с уран-плутониевым циклом. Показано, что радиационная опасность долгоживущих РАО из равновесных торий-уранового и уран-плутониевого циклов близки между собой, при этом эта опасность формируется для