Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Таблица 10.5. Содержание долгоживущих продуктов деления, кг/т топлива, при максимальной глубине выгорания 10 %
Нуклид
Время выдержки, год
Нуклид
Время выдержки.
год
0
0,5
1
3
0
0,5
. / з
Криптой
0,6
0,6
0,6
0,6
Сурьма
0,1
0,09
0,08
0,05
Рубидий
0,5
0,5
0,5
0,5
Теллур
2,0
2,0
2,0
2,0
Стронций
1,1
1,05
1,04
1,01
Иод
0,9
0,9
0,9
0,9
Иттрий
0,74
0,63
0,62
0,60
Ксенои
10
10
10
10
Цирконий
7,4
7,1
7,1
7,1
Цезий
8,3
8,3
8,3
8,3
Ниобий
0,1
0,04
—
—
Лантан
3,1
3,1
3,1
3,1
Молибден
9,9
10,3
10,3
10,3
Церий
5,5
5,0
4,7
4,4
ТехИеций
2,3
2,3
2,3
2,3
Празеодим
3,4
3,4
3,4
3,4
Рутений
?,0
7,6
7,4
7,0
Неодим
6,3
6,5
6,8
7,3
Родий
^2,3
2,3
2,3
2,3
Прометий
0,7
0,6
0,5
0,4
Палладий
5,7
6,1
6,3
6,7
Самарий
1,9
2,0
2,1
2,2
Серебро
0,52
0,52
0,52
0,52
Европий
0,45
0,42
0,39
0,33
и 131I будут сравнимы, но при выдержке менее 3 мес активность 131I остается все еще очень высокой.
В табл. 10.5 дано содержание продуктов деления в TBC реактора-размножителя на быстрых нейтронах в зависимости от времени выдержки. Видно, что содержание продуктов деления за год выдержки практически не меняется (за исключением ниобия). Таким, образом, при химической переработке отработавшего топлива такого реактора придется иметь дело с очисткой от всех перечисленных в таблице продуктов деления, из которых наибольшую трудность для экстракционной технологии представляют 95Zr, 95Nb, 103Ru и 106Ru. Их активность в регенерате уран-плутониевого топлива не должна быть более 10 % собственной радиоактивности урана и плутония в топливе. Это означает, что допустимая активность 95Zr и 95Nb должна составлять менее 10 Ки (3,7-10" расп./с), а Ru — 35—150 Ки [(1,3-15,5)-1012 расп./с] на 1 т диоксида плутония и урана. В собственную активность
Таблица 10.6. Коэффициенты очистки от 95Zr, 95Nb, 103Ru и 106Ru и вклад активности этих элементов в общую активность
Время выдержки, год
0,25 0,5 1,0 2,0
Коэффициенты очистки
5,3-108 2,3-Ю8 3,5.10' 1-10«
3,4-10« 6,6-105 2,6-Ю3
1,5•1O8 1,3-108 1,3-Ю8 9-Ю'
0,25 0,5 1,0 2,5
Вклад в общую -^-активность, </„
23,6 17,4 4,5
23,2 7,6 0,5
23,6 34,0 41,5 41,8
изотопов плутония наибольший вклад вносит 238Pu (~70%). Для получения относительно чистого уран-плутониевого топлива необходимы очень высокие коэффициенты очистки (отношение концентрации до и после очистки) от циркония, ниобия и рутения.
Из табл. 10.6 видно, что при выдержке выгруженного из реактора топлива до года коэффициенты очистки от 95Zr и 95Nb должны достигать очень больших значений. Для 106Ru такой уровень очистки требуется обеспечивать и при выдержке до 2,5 года и более. Таким образом, очистка от 106Ru будет характеризовать окончательный результат химической переработки уран-плутониевого топлива.
В настоящее время еще трудно установить оптимальные (экономически) значения необходимых коэффициентов очистки, так как еще не накоплен опыт по дистанционным методам изготовления и обращения с высокоактивным (по суммарной радиоактивности) плутониевым топливом. Нет возможности оценить влияние уровня очистки от радиоактивных продуктов деления на потери и стоимость регенерируемого делящегося продукта, который будет многократно подвергаться химической регенерации. Большое значение будет иметь полнота извлечения плутония из отработавшего топлива, т. е. минимальные потери в топливном цикле, особенно при химической переработке топлива активных зон реакторов-размножителей. Ставится задача снизить эти потери по изотопам плутония суммарно до 0,2 % и менее, а по урану — до 0,25%.
Аналогичное положение возникает и при переработке топлива легководных реакторов при глубине выгорания более 3OX ХЮ3 МВт-сут/т.
10.4. ТРАНСПОРТИРОВАНИЕ ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА OT АЭС ДО РАДИОХИМИЧЕСКОГО ЗАВОДА
Отработавшее ядерное топливо по истечении определенного срока выдержки в охлаждающих бассейнах на АЭС перевозится на перерабатывающий химический завод для регенерации в специальных контейнерах железнодорожным, автомобильным или водным транспортом. Для транспортирования контейнеров применяются специально спроектированные вагоны, автотрайлеры и плавучие средства.
Загруженные топливом контейнеры имеют массу от. 30 до ПО т, причем на долю облученных TBC приходится лишь 2—5 % общей массы. Стоимость 80—100-тонного контейнера для перевозки 12 TBC реактора PWR составляет ~425 тыс. дол., а вместе со специальным вагоном ~1,3 млн. дол. (по курсу 1976 г.).
Время нахождения контейнеров с грузом и приданных к ним транспортных средств в пути (за вычетом времени обратного порожнего рейса и т. п.) в зависимости от расстояния составляет лишь 10—20 % времени, затрачиваемого на все транспортные операции. Таким образом, коэффициент использования дорогостоящих транспортных средств невелик, а капиталовложения и амортизационные отчисления значительны. Сильно удорожают перевозку и расходы по обеспечению радиационной безопасности. Транспортные расходы на перевозку отработавшего топлива в Западной Европе по данным МАГАТЭ составляют:
