Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
* Консультационный комитет по вопросам переработки облученного топлива (Согепсо) при ЕЭС (страны «Общего рынка») в феврале 1982 г. предложил ЕЭС объединить усилия западноевропейских стран в создании многонационального кооперативного предприятия по переработке облученного топлива АЭС по примеру диффузионного завода фирмы «Евродиф». Строительство радиохимического завода мощностью 800 т/год по расчетам обойдется в 2 млрд. дол. и позволит обслужить АЭС мощностью ~25 ГВт.
По оценке Европейской конференции по проблемам развития атомной энергетики и ее топливного цикла (Брюссель, апрель 1982 г.) накопление отработавшего на АЭС топлива в западноевропейских странах будет резко опережать мощности РХЗ по переработке.
Страна, наименование завода и фирмы
Проектная производительность, т/год (год ввода)
Основной технологический процесс. Еместимость хранилищ
Примечание
США*
Уэст-Валли, фирма NFS («Ньюклеар фьюэлс сервизис»)
Барнауэлл, фирма «Эллайд джеиерал ньюклеар сервнзис», шт. Ю. Каролина
Великобритания
Уиндскейл, фирма «Бритиш ньюклеар фью-
Франция
Мыс Ar, UP-2, COGEMA
фирма
UP-3A, фирма COGEMA UP-3B, фирма COGEMA
300 (до )972 г.) 900. Завод остановлен. Подлежит реконструкции ' '
1500. Завод остановлен. Подлежит дострой-* ке и реконструкции
200 (1976 г.)
400 (1979 г.)
650 (1987 г.) (проект)
150 (1976 г.), 400 (1980 г., наращивание мощности по 100 т в год)
800 т (1987 г.) 800 т (—1990 г.)
Экстракция: раствор ТБФ в Н-до-декане, первый цикл — совместная очистка от продуктов деления и разделение UO2 и PuO2 с помощью четырехвалентного урана. Конечный продукт: UF6 и PuO2
Аналогичный процесс. Применены специальные устройства для рубки ТВС, центробежные экстракторы и пульсационные колонны для электрохимического разделения урана и плутония
Экстракция. Пьюрекс-процесс. Вместимость бассейнов-хранилищ 1500 т (1981 г.). Расширение хранилища до 6400 т (1984 г.)
Экстракция. Пьюрекс-процесс. Вместимость бассейнов-хранилищ 500 т (1979 г.), 2000 т (1985 г.)
Высокоактивные отходы концентрируются до 760 л/т переработанного топлива и Хранятся 5 лет в баках из нержавекпцей стали, после чего подвергаются отверждению в боросиликатном стекле. Отходы среднего уровня активности упариваются и биту-мируются или остекловываются. Твердые отходы хранятся в металлических бочках
Принимаются центробежные экстракторы в I цикле и III урановом цикле. Сооружается завод по остекловыванию высокоактивных отходов (установка PIVER)
Продолжение табл. 10.10
Страна, наимеиованне завода н фирмы
Проектная производительность, т/год (год ввода)
.....г*-
Основной технологический процесс. Вместимость хранилищ
Примечание
Бельгия
«Моль», фирма «Евроке-мик»
50 (1978 г.). Демонтирован в 1979 г.
Экстракция. Пьюрекс-процесс
Намечена реконструкция к 1988 г.
ФРГ
Опытный завод WAK, Карлсруэ
35—40 (1970 г.)
То же
К 1980 г. на заиоде WAK переработано свыше 100 т оксидного
Горлебен, фирма DWK** земля Гессен (проект)
1400
Экстракция. Пьюрекс-процесс. Дна !модуля по 700 т/год
топлива
Ваккерсдорф, Бавария, DWK
350 (1986—1993 гг.)
Малый модуль 350 т/год
Индия
РХЗ в Тарапуре
100—125 (1978 г.)
Экстракция
Япония
«Токай-Мура», фирма PNC
200 (1976 г.) 1700 (1990 г.)
Экстракция (по французской лицензии)
К 1981 г. переработано 70 т оксидного топлива. Сооружена установка по остекловыванию
* В конце 1976 г. фирма NFS заявила об окончательном отказе от дальнейшей эксплуатации н реконструкции своего завода ввиду сейсмичности района Уэст-Валлн н предстоящих больших затрат (~600 млн. дол.). Как было отмечено в § 10.1, в США работы по химической переработке топлива АЭС в 1977 г. были прекращены и радиохимические заводы законсервированы на неопределенный срок. Однако продолжаются научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы. Ведется сооружение федеральных долговременных хранилищ отработавших ТВС.
**В ФРГ ряд лет ведутся острые дискуссии о допустимости, по соображениям безопасности н охраны окружающей среды, сооружения в стране радиохимических н долговременных хранилищ радиоактивных отходов. До 1987 г. правительством ФРГ решение о строительстве завода в Горлебене не принято, но заключен договор с французской фирмой COGEMA иа переработку 2300 т топлива.
мощностью 40—50 млн. кВт. Требуемая вместимость бассейна-хранилища на заводе 3000 т урана. На переработку будет поступать отработавшее оХсидное топливо кипящих реакторов и реакторов с водой под давлением, включая топливо, содержащее до , 1 % плутония. Предполагается, что средняя глубина выгорания топлива будет равна 40000 МВт-сут/т. Содержание плутония в стандартном для реакторов PWR и BWR отработавшем топливе 0,8%, а продуктов деления (2,3-106 Ки/т)—3% массы топливных сердечников.
Период от начала проектирования до ввода завода в эксплуатацию продлится 10 лет. Предполагалось, что планируемый завод будет введен в эксплуатацию не ранее 1990 г.*. К этому времени в ФРГ будет накоплено около 6000 т отработавшего топлива. Количество ежегодно выгружаемого из энергетических реакторов топлива достигло в 1985 г. 800 т, а к 1990 г. возрастет до 1500 т.
