Выбор ядерного топливного цикла. Сравнение вариантов реализации заключительной стадии ядерного топливного цикла, страница 3

По результатам комплексной оценки пришли к выводу о целесообразности курса на перера­ботку облученного топлива, регенерацию и эф­фективное использование плутония и урана.

               12.1.2  Рециклинг урана

            В регенерированном уране  (уран, выделенный из ОЯТ в ходе радиохимической переработки). относительное содер­жание делящегося урана-235 ниже, чем было в свежем топливе. Поэтому для использования в ядерном топливе ре­актора такого же типа, откуда ОЯТ пошло на переработку, та­кой уран не подходит, но из него можно делать топ­ливо для других реакторов, требующих меньшего обогащения исходного топлива по урану-235. Так и организован в России ЯТЦ с частичным замыканием по урану: более двух третей топлива для реакторов РМБК-1000 с относительно низким обогащением (около 3 %) получено из регенерированного урана, перерабатываемого на ПО «Маяк». Подобная органи­зация ЯТЦ расширяет топливную базу ядерной энергетики.

             12.1.3  Рециклинг плутония

             При оценке эффективности и преимуществ различных вариантов заключительного этапа ЯТЦ первой задачей является оценка ресурсов плутония и безопасности. С этой целью было проведено сравнение моделей прямого удаления (однократного) и переработки и рециклирования («энергетический» плутоний). В изображенных на рис. 12.1.1 двух моделях исходят из предположе­ния об энергетической системе, состоящей из стандартных реакторов LWR (1 ГВт эл., с выгоранием 45000 МВт^.сут/т облученного топлива) с суммарной мощностью 2,8 ГВт эл. При использовании схемы с  переработкой и рециклированием (правая часть рис. 12.1.1)  1/3 активной зоны (1 ГВт эл.) одной установки (2) за­гружают МОХ-топливом, которое изготовлено путем регенерации плутония из уранового топ­лива, использовавшегося в предыдущий год (1,2).

                    Рис. 12.1.1  Модели вариантов пря­мого удаления облученно­го топлива и его переработки и рециклирования

Мощность, равная 2,8 ГВт эл.,  пред­ставляет  со­бой величину, при которой достигается баланс между регенера­цией и использованием плуто­ния.

             При переработке и рециклировании можно сэкономить 12% топлива из обогащенного ура­на. При накоплении запасов плутония можно увеличивать величину загрузки МОХ-топлива и в еще большей степени экономить топливо из обогащенного урана. В настоящее время по­требности Японии в услугах по обогащению урана составляет 4400 т ЕРР (из них 1500 т ЕРР должны быть обеспечены внутренними мощно­стями). Сокращение на 12% будет соответство­вать примерно 530 т ЕРР, что означает возможность высвободить 1/3 собственных мощностей по обогащению.

    Другая проблема состоит в хранении облу­ченного топлива и контроля плутония. По оцен­ке конференции по выработке новой программы, в случае принятия сценария прямого удаления к 2006 г. понадобится соорудить максимум 12 промежуточных складов. А в случае выбора варианта переработки потребуется не больше трех промежуточных складов, поскольку про­межуточному хранению будет подлежать лишь та часть облученного топлива, которая превы­шает собственные мощности по переработке.

С целью уменьшения объема радиоактив­ных отходов в процессе переработки, их остек-ловывают в блоки (менее одного на 1 т топлива). В результате достигается компактность и воз­можность высокоплотного хранения.

В облученном топливе в течение года при прямом удалении содержатся 303 кг делящегося плутония (²³⁹Ри и ^24IPu). При переработке и ре­циклировании количество делящегося плутония в отработавшем МОХ-топливе за год уменьша­ется до 130 кг.

12.1.4   Экономичность

В новой программе, охватывающей почти 60 лет (с 2002 г. до 2060 г.), расходы на топлив­ный цикл определены исходя из нынешних цен. Расчет проведен по двум основным сценариям ЯТЦ и различным сценариям заключительного этапа ядерного топливного цикла (табл. 12.1.4).