Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Учитывая сложившуюся обстановку, фирма DWK разработала проект прототипного завода WA-350 производительностью
350 т/год, т. е. в 4 раза меньше, чем завод, предназначавшийся для строительства в Горлебене. /
Сооружение завода WA-350 предполагаемся на территории Баварии. Начало строительства— 1986 г., ввод в эксплуатацию— 1993 г. Общая стоимость завода WA-350 Оценена (1981 г.) примерно в 5 млрд. марок ФРГ. Проект завода включает следующие узлы: прием и хранение топлива, резка ТВС, растворение, осветление раствора центрифугированием; один цикл совместной экстракции урана и плутония (пять пульсационных колонн), два цикла экстракции в урановой ветви (смесители-отстойники), два цикла в плутониевой ветви (четыре пульсационные колонны); изготовление смешанного оксидного топлива. В урановой ветви предусмотрено межцикловое упаривание. Проектом предусмотрено сооружение небольшого (200 т) хранилища поступающего на завод отработавшего топлива. Имеется в виду доставка на завод отработавшего топлива в «сухих» контейнерах типа «Кастор». Характерной особенностью проекта WA-350 является изготовление на конечном узле завода гомогенного уран-плутониевого оскидно-го топлива на основе смешивания и совместного соосаждения концентрированных растворов после III цикла экстракции.
Существенно новым подходом в проекте РХЗ является требование, чтобы поступающее на переработку топливо реакторов LWR выдерживалось не менее 7 лет после его выгрузки из реактора. За это время удельная активность и тепловыделение снизятся в ~5 раз по сравнению с активностью и тепловыделением при одногодичной выдержке.
•^Технологический процесс завода (рис. 10.16) предусматривает также отчистку и рециркуляцию экстрагента (ТБФ) и возврат в процесс азотной кислоты.
Прогресс французской технологии регенерации топлива. В настоящее время Франции принадлежит первое место среди капиталистических стран в практической реализации завершающей стадии ЯТЦ в больших промышленных масштабах. Радиохимические заводы на мысе Ar, принадлежащие фирме COGEMA (коммерческий филиал КАЕ"Франции), становятся международным центром по переработке облученного топлива. Разработана технология отверждения радиоактивных отходов методом остекловывания. Начато строительство завода UP-3. К финансированию сооружения этого завода на компенсационной основе привлечены заинтересованные заказчики. Так, по контракту с Японией на переработку 1600 т облученного топлива по цене 300 дол/кг U большая часть суммы заказа оплачивается авансом.
Аналогичный контракт на переработку топлива фирмой COGE-MA заключен с ФРГ. Контрактами предусмотрено, что радиоактивные отходы в остеклованном виде будут возвращаться заказчикам начиная с 1990 г. в тех же контейнерах, в которых было доставлено облученное топливо. Планируется, что радиохимический центр на мысе Ar в течение 10 лет переработает более 12 000 т облученного топлива, в том числе ~6000 т от АЭС дру-
Приемка топЦва
п
Расчехловка а руВка
Ристворенив
___I
Экстракция I U-Pu цикл
I
-1—
Я V цикл
й Pu цикл
I
I
Л1 U цикл
Ш Pu цикл
Хранение BAO (300 M8)
Изготовление смешанною M оксидного топлива
Газоочистка
і
ОтЙержвение оболочек и шлама
Tl
регенерация Экстрагента
Регенерация кислоты
ОтЬержВсние CAO
Отверждение //АО
Концентрирование, остекловыбание
1
ОстеклобыВание
Тритиебая вода
t
Смешанный 1-J-1
уУран \ OKCUd(V-Yv) I Стеклоблоки
Рис. 10.16. Схема технологического процесса завода WA-350 фирмы DWK (ФРГ)
гих стран. В основу технологической схемы завода TJP-3 положены: мощность— 1500 т/год (из них 400 т/год для плутонийсодер-жащего топлива), что соответствует 6 т/сут при работе завода в течение 250 сут в год; топливо реакторов с водой под давлением и кипящих реакторов — UO2 (обогащение до 3,5% 235U) и UO2— PuO2 (^4% делящегося плутония); глубина выгорания —до 40 000 МВт-сут/т; минимальное время выдержки до поступления на завод—180 сут и до переработки — 365 сут (по последним данным эти сроки пересматриваются в сторону увеличения); конечные продукты — очищенный раствор уранилнитрата или гексафторид урана, диоксид плутония.
Выгрузка отработавших сборок из транспортного контейнера под водой возможна лишь при использовании во время перевозки внутреннего вставного герметичного контейнера. Сборки из контейнера можно выгружать также и в сухой камере.
Предварительную обработку топлива будут проводить методом резки и растворения на двух отдельных установках, каждая из которых включает в себя вертикальные пресс-ножницы для резки сборок и обычной формы аппарат для растворения периодического действия. Ядерная безопасность будет обеспечиваться с помощью растворимого гомогенного поглотителя нейтронов, например нитрата гадолиния.
Процессы экстракции включают в себя один цикл совместной очистки и разделения, два цикла очистки урана и два цикла очистки плутония. Третий плутониевый цикл является дублирующим.
При проектировании завода рассматривались' два типа экстракционных аппаратов: пульсационные колонны и многоступенчатые центробежные экстракторы, разработанные специально для переработки топлива с большой глубиной выгорания.
