Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Центральная стадия ЯТЦ включает в себя следующие основ-
Таблица 5.1. Изменение удельной активности и тепловыделения віт выгруженного из ВВЭР отработавшего топлива при средней глубине выгорания 33•1O3 МВт-сут/т
Выдержка, год
Мощность тепловыделения, кВт/т
Активность, Юв Ки/т
1
10
2,3
2
4,7
1,3
5
1,2
0,5
10
1,0
0,32
ные операции: выгрузку, приемку и хранение на складе TBC свежего топлива, поступившего от завода-поставщика; комплектование TBC для загрузки в реактор вместе со стержнями СУЗ; загрузку TBC в активную зону реактора (начальную или в порядке периодической и частичной перегрузки); эффективное использование топлива в активной зоне реактора (получение заданной выработки в реакторе тепловой энергии).
Отработавшее в реакторе ядерное топливо перегружается в бассейн выдержки, размещенный в реакторном зале, и находится в нем в течение нескольких лет. Такая длительная выдержка позволяет существенно снизить начальную радиоактивность и остаточное тепловыделение ТВС, отбраковать негерметичные сборки и твэлы, чтобы облегчить задачу транспортирования отработавшего топлива с территории АЭС (табл. 5.1). Из бассейнов выдержки отработавшее топливо перегружается в транспортные контейнеры, установленные на специальных железнодорожных платформах или на других транспортных средствах. Этой операцией завершается на АЭС самая продолжительная — центральная стадия ЯТЦ. Некоторые АЭС располагают долговременным буферным хранилищем отработавшего топлива или могут содержать отработавшие TBC в специальных контейнерах, приспособленных для сухого долговременного хранения.
5.2. ЗАВЕРШАЮЩАЯ СТАДИЯ ЯТЦ — РАДИОХИМИЧЕСКАЯ ПЕРЕРАБОТКА ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
В современных реакторах на тепловых нейтронах делению подвергается лишь малая доля (3—5%) загруженного в него обогащенного топлива. При этом в твэлах накапливаются продукты деления (ПД) и продукты их радиоактивного распада (ПРР), обладающие высокой активностью. Задача радиохимической переработки — очистить до допустимого уровня уран и накопленный в топливе неразделившийся плутоний от радиоактивных продуктов деления и распада и различных примесей и вернуть их в ЯТЦ для полезного использования, осуществив таким образом рецикл U и Pu.
Рецикл U и Pu позволяет значительно снизить расход природного урана для последующих загрузок реактора, а также сократить потребности в разделительной работе.
При радиохимической переработке отработавшего топлива около 100 % всех радиоактивных продуктов деления, накопленных в твэлах, выделяется в виде твердых, жидких и газообразных радиоактивных отходов (РАО) различной активности. Поэтому радиохимическая переработка отработавшего топлива связана с решением сложных проблем выделения и концентрирования РАО, их обезвреживания, безопасного временного хранения, удаления и контролируемого захоронения навечно.
В настоящее время радиохимическая переработка отработавшего на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах топлива проводится лишь в нескольких капиталистических странах и не в полном объеме. Поэтому отработавшее топливо продолжает накапливаться в бассейнах выдержки на АЭС или в долговременных складах-хранилищах во все возрастающих количествах. За исключением Франции и Великобритании, радиохимическая переработка отработавшего топлива осуществляется в Японии, ФРГ, Бельгии, Индии и других странах на предприятиях небольшой мощности. В США радиохимические заводы, предназначенные для переработки отработавшего ядерного топлива, законсервированы. Промышленная технология радиохимической переработки отработавшего топлива в большинстве развитых стран проходит еще стадию экспериментального изучения, технического совершенствования и накопления опыта.
Следует отметить высокую стоимость радиохимических заводов, недостаточную отработанность ряда технологических процессов и оборудования, применяемого при переработке отработавшего топлива и особенно радиоактивных отходов, способов их удаления и контролируемого безопасного захоронения.
Предполагается, что из-за значительного снижения ранее намечавшихся темпов строительства АЭС разведанных ресурсов относительно дешевого природного урана будет достаточно для обеспечения АЭС топливом на ближайшие 20—25 лет. Все это затормозило синхронное развитие промышленных мощностей для завершающей стадии замкнутого ЯТЦ.
Отодвинулись также сроки применения рецикла плутония, накапливаемого в отработавшем топливе АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, для изготовления смешанного уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов-размножителей. АЭС с быстрыми реакторами — это перспективное направление ядерной энергетики до конца XX в. будет еще проходить опытно-промышленную стадию своего развития.
Таким образом, в ближайшие 10—15 лет ядерная энергетика промышленно развитых капиталистических стран будет работать в основном с разомкнутым ЯТЦ, т. е. с одноразовым использованием ядерного топлива. На рис. 5.3 представлена схема трех вариантов завершающей стадии ЯТЦ. 118
і.
J Реактор
