Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Для временного хранения жидких высокоактивных отходов будут использоваться резервуары из нержавеющей стали вместимостью около 1000 м3. После значительного снижения активности жидкие отходы будут отверждать и подвергать остекловыванию. Жидкие отходы средней активности (после извлечения органических компонентов и свободных кислот) будут концентрировать и
Таблица 10.11. Некоторые показатели проекта радиохимического DWK (ФРГ) /
завода
Показатель
Значение
Производительность по урану, т/год Вместимость буферных хранилищ ТВС, т Годовая потребность:
в электроэнергии, кВт-ч
в паре, т
в охлаждающей воде, м3 Вместимость промежуточного хранилища, м3: раствора уранилнитрата (~450 г U/л) раствора нитрата плутония (~250 г Ри/л) Вместимость хранилища, м3:
жидких высокоактивных отходов (до отверждения) среднеактивных отходов (до отверждения) органических отходов Количество твердых металлических отходов (оболочки твэлов, конструкционные материалы ТВС, пэлов и др.), образующихся при переработке 1 т ТВС, м3 Количество загрязненных радиоактивными веществами фильтров газо- и воздухоочистки, м3/год Количество отработанных ионообменных смол и абсорберов иода, м3/год
Количество загрязненных плутонием материалов и технологических отходов при переработке 1 т ТВС, м3
1400 3000
100-106 500-103 2-106
100 1—2
1000—2000 1500—10 000
200 0,6—1,0
500 10 1,5
временно (перед отверждением) хранить в жидкой форме. Жидкие отходны низкой активности будут концентрировать путем перегонки и химической обработки и в результате получать кубовый остаток средней активности и очищенные воды, которые можно сбрасывать в открытую гидросеть. 85Kr, сжимаемый с помощью компрессоров в процессе очистки газообразных отходов, будут хранить в герметичных баллонах.
После значительного снижения активности в период временного хранения все отвержденные отходы будут направлять в постоянное хранилище, размещенное в выработках соляного рудника. Проведенные исследования, а также эксплуатация соляного рудника «Ассе» подтвердили пригодность выработанных штолен соляных рудников для хранения радиоактивных отходов.
Численность персонала завода составит 1000 чел.В табл. 10.11 приведены некоторые нормативные показатели проекта радиохимического завода DWK-
По предварительным расчетам удельные капиталовложения на строительство завода составляют 1100—1450 марок/кг U* без учета расходов на установки по отверждению высоко- и средне-активных отходов и улавливанию инертных газов, а также средств
\
на дополнительную обработку кусков оболочек твэлов, которая, возможно, потребуется в будущем. В настоящее время трудно определить точно другие затраты на обеспечение безопасной эксплуатации завода. Указанная сумма капитальных вложений не включает в себя расходы на окончательное удаление отходов средней и высокой удельной активности.
Учитывая высокий уровень удельных капиталовложений, повышение стоимости рабочей силы и производственных расходов, а также увеличение платежей за пользование капиталом, обусловленное длительным периодом проектирования, строительства и ввода в эксплуатацию завода, специалисты ФРГ считают, что цена переработки на заводе DWK в будущем превысит 200 дол/кг U (по курсу 1975 г.). Для АЭС мощностью 1000 МВт, из реактора которой будет выгружаться 30 т отработавшего топлива в год, это означает увеличение расходов на б—7 млн. дол. в год. Данную сумму следует рассматривать как предварительную, так как в нее не включены затраты на удаление высокоактивных отходов, в частности на их отверждение и удаление. Высказывается предположение, что средства от продажи урана и плутония, извлеченных при переработке топлива, при таких условиях покроют лишь часть расходов на переработку топлива, обезвреживание и захоронение отходов, что приведет к увеличению топливной составляющей стоимости производства энергии на АЭС.
Таким образом, переработку отработавшего топлива реакторов на тепловых нейтронах АЭС в будущем следует рассматривать не как возможный источник дохода и прибыли (за счет извлечения и продажи делящихся материалов), а, скорее, как необходимый производственный процесс, обеспечивающий обезвреживание и удаление радиоактивных отходов, а также сохранение и увеличение сырьевых ресурсов за счет использования невыгоревшего урана и образующегося при облучении топлива плутония.
Для оптимизации процессов и усовершенствования технологии переработки в Центре ядерных исследований в Карлсруэ создана специальная научно-исследовательская группа по переработке топлива и удалению отходов, которая в тесном сотрудничестве с фирмой DWK проводит научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы. Однако основой для проекта нового завода остаются опытный завод WAK и практика его эксплуатации. С 1971 г. на этом заводе переработано свыше 100 т топлива, в том числе около б т топлива с глубиной выгорания более 16000 МВт-сут/т. Специалисты ФРГ считают, что для строительства крупного завода мощностью 1400 т/год этого опыта переработки недостаточно. Опыт эксплуатации WAK свидетельствует также о том, что к моменту ввода завода в эксплуатацию все установки по обработке радиоактивных отходов должны быть полностью отработаны и поставлены на завод в готовом для эксплуатации состоянии.
