CC BY
144
Список литературы /References
1. Конструкция и инструкция по эксплуатации колесных машин БРЭМ-2 // Танковые войска, 1988. Том 1, 2.
2. Методика расчета тягово-скоростных свойство и топливной экономичности автомобиля на стадии проектирования // Министерство образования РФ «МАМИ». Москва, 2000.
3. Ле Ки Нам. Обзор динамики GPS // Вьетнамская военно-техническая академия, 1998.
4. Антонов А.С., Голяк В.К., Запрягаев М.М., Крылов Л.К. Армейские автомобили. Конструкция и расчет. Москва, 1970.
5. Степанов А.П. Проектирование амфибийных машин. Москва, 2007.
СРАВНЕНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ
РЕАКТОРОВ С ТОПЛИВОМ РАЗЛИЧНОГО ТИПА 1 2 Дячёк О.А. , Кравченко В.В. Email: Dyachek1168@scientifictext.ru
1Дячёк Ольга Андреевна - студент; 2Кравченко Владимир Владимирович - кандидат экономических наук, доцент, кафедра тепловых электрических станций, энергетический факультет, Белорусский национальный технический университет, г. Минск, Республика Беларусь
Аннотация: в статье анализируются характеристики топливных циклов реакторов с топливом различного типа. Рассматриваются изотопы, образующиеся в реакторной установке. Описывается процесс производства МОКС и РЕМИКС топлива. Проводится сравнительный анализ различных видов топлива: уранового, МОКС и РЕМИКС. Перечисляются преимущества и недостатки переработки отработавшего ядерного топлива. Для наглядности нейтронно-физические характеристики стационарной загрузки реактора различными видами топлива сводятся в таблицы.
Ключевые слова: АЭС, реактор, изотоп, урановое топливо, МОКС топливо, РЕМИКС топливо, отработавшее ядерное топливо.
COMPARISON OF FUEL CHARACTERISTICS CYCLES OF REACTORS
WITH DIFFENT FUELS Dyachek O.A.1, Kravchenko V.V.2
1Dyachek Olga Andreevna - Student; 2Kravchenko Vladimir Vladimirovich - Candidate of Economic Sciences, Associate Professor, DEPARTMENT OF THERMAL POWER PLANTS, FACULTY OF ENERGY, BELARUSIANNATIONAL TECHNICAL UNIVERSITY, MINSK, REPUBLIC OF BELARUS
Abstract: the article analyzes the characteristics of the fuel cycles of reactors with various types of fuel. Isotopes formed in a reactor installation are considered. The production process of MOX and REMIX fuel is described. A comparative analysis of various types offuel is carried out: uranium, MOX and REMIX. The advantages and disadvantages of spent nuclear fuel reprocessing are listed. For clarity, the neutron-physical characteristics of the stationary loading of the reactor with various types of fuel are summarized in tables.
Keywords: NPP, reactor, isotope, uranium fuel, MOXfuel, REMIXfuel, spent nuclear fuel.
УДК 621.039.738
Сокращение конечных объемов радиоактивных отходов позволило атомной энергетике стать экологически приемлемой и конкурентоспособной по отношению к другим способам
42
производства электроэнергии. Одним из путей сокращения количества отходов является переработка ОЯТ АЭС.
Важным и фундаментальным аспектом ядерной энергетики является то, что вместо того, чтобы просто использовать ядерное топливо один раз и затем выбрасывать его в качестве отходов, большая часть его может быть переработана, тем самым закрывая топливный цикл.
В настоящее время это делается путем смешения плутония с обедненным ураном, получая смешанное оксидное топливо (MOX). Другим способом закрытия топливного цикла является переработка всего урана и плутония без их разделения, а также добавление обогащенного природного урана с содержанием 235U около 16-17%. Это регенерированная смесь (REMIX) топлива находится в стадии разработки. В каждом случае продукты деления и малые актиниды отделяются как высокоактивные отходы.
В каждом ядерном реакторе происходит как деление таких изотопов, как 235U, так и образование новых, более тяжелых изотопов за счет захвата нейтронов. Большая часть
238 238
массы топлива в реакторе - это U. В результате захвата нейтрона U может образоваться 239Pu и путем последовательного захвата нейтронов образуются 240Pu, 241Pu
242 239 241 235
и Pu, а также другие трансурановые элементы. Pu и Pu делятся, как и U. Обычно, когда топливо менялось примерно раз в три года, примерно половина 239Pu "сжигалась" в реакторе, обеспечивая примерно треть всей энергии. 239Pu ведет себя как 235U, и его деление высвобождает такое же количество энергии. Чем выше степень выгорания, тем меньше делящегося плутония остается в отработанном топливе. Обычно около одного процента отработанного топлива составляет плутоний, и около двух третей
239 241
этого плутония является делящимся (примерно 50% Pu, 15% Pu). Во всем мире около 70 тонн плутония, содержащегося в отработанном топливе, ежегодно удаляются при загрузке реакторов новым топливом.
Плутоний и уран в отработанном топливе может быть извлечен путем переработки. Затем плутоний может быть использован в производстве смешанного оксидного (MOX) ядерного топлива, чтобы заменить свежее оксидное топливо урана. Однократная переработка плутония в виде МОКС-топлива увеличивает энергию, получаемую из исходного урана, примерно на 12%, а если уран также перерабатывается, то это составляет около 22% (на основе легководного реакторного топлива с выгоранием 45 ГВт/rU) [1].
К настоящему времени было изготовлено и загружено в энергетические реакторы более 2000 тонн МОКС-топлива. В 2006 году около 180 тонн МОКС-топлива было загружено в более чем 30 реакторов (в основном PWR) в Европе. К середине 2016 года в более чем в 40 реакторах было использовано более 7500 топливных сборок MOX. Реакторы обычно используют МОХ-топливо в качестве примерно одной трети загрузки своей активной зоны, но некоторые из них будут загружать до 50% МОХ-сборок. Использование до 50% MOX-сборок не изменяет эксплуатационных характеристик реактора, хотя установка должна быть спроектирована и адаптирована для использования МОХ-топлива. Необходимы дополнительные управляющие стержни. Выгорание МОКС-топлива примерно такое же, как и для оксида урана.
Преимущество MOX-топлива заключается в том, что делящаяся концентрация топлива и, следовательно, выгорание могут быть легко увеличены путем добавления немного большего количества плутония, в то время как обогащение урана до более высоких уровней является относительно дорогостоящим. Поскольку операторы реакторов стремятся сжигать топливо больше и дольше, увеличивая выгорание примерно с 30 ГВт-сут/т до более чем 50 ГВт-сут/т, использование МОКС становится более привлекательным.
Производство МОКС-топлива необходимо для сокращения объема отработавшего топлива. Использование плутония в виде МОХ-топлива является экономично, т.к. цены на уран очень высоки. Из семи тепловыделяющих сборок UO2 получается одна сборка МОХ-топлива и количество высокоактивных отходов сокращается, в результате чего получается только около 35% объема, массы и стоимости утилизации ОЯТ. На рис. 1 представлена печь для спекания таблеток МОКС-топлива.
<»
Рис. 1. Печь FNAG для завода МОКС-топлива (Россия)
В России переработанный уран классифицируется по степени выгорания. Топливо с низким выгоранием повторно обогащается на Сибирском химическом комбинате и используется для реакторов ВВЭР-440 или ВВЭР-1000. Топливо с выгоранием 35-55 ГВт/т обогащается и смешивается с природным или слабообогащенным ураном и может быть использовано для реакторов РБМК или ВВЭР. Топливо с высоким выгоранием (свыше 55 ГВт/т) смешивается со слабообогащенным ураном для использования в реакторах РБМК. Использование плутония для производства МОХ для быстрых реакторов (на рис. 2 представлена ТВС МОХ топлива для реактора на быстрых нейтронах), в частности БН-800 МОКС-топливо изготавливают на горно-химическом комбинате (ГХК) в Железногорске, но в будущем основным видом использования может стать производство топлива для реакторов ВВЭР-1200 ^МГХ-топливо).
Рис. 2. ТВС с МОКС-топливом для реакторов БН, произведенная на Горно-химическом комбинате в
Железногорске 44
REMIX-топливо производится из смеси отработавшего урана и плутония без их разделения, а также обогащенного природного урана с содержанием 235U около 16-17%. Это дает топливо с содержанием примерно 1% 239Pu и 4% 235U, которое имеет выгорание 50 ГВт/т в течение четырех лет. Отработанное REMIX-топливо через четыре года состоит из
239 235
около 2% Pu и 1% U, а после охлаждения уран и плутоний повторно перерабатываются после добавления низкообогащенного урана. Отходы (продукты деления и второстепенные актиниды) остекловывают и складируются для геологического захоронения [2].
РЕМИКС-топливо может многократно перерабатываться, используя одно и то же топливо, с перезарядкой низкообогащенного урана. Использование РЕМИКС-топлива по сравнению с открытым топливным циклом снижает расход природного урана в ВВЭР примерно на 20% при каждой рециркуляции. REMIX может служить заменой существующему реакторному топливу, но в отличие от MOX стоимость изготовления топлива более высокая из-за высоких уровней активности по сравнению с топливом UO2 прирост стоимости составляет 25-30%. На рис. 3 представлена схема многократной переработки топлива в ВВЭР-1000.
Рис. 3. Схема многократной переработки топлива в ВВЭР-1000
Тепловыделяющая сборка REMIX-топлива ВВЭР-1000 будет содержать только 86 кг свежего обогащенного урана вместо 433 кг. Основные характеристики уранового, MOX и REMIX топлива сведем в таблицы 1, 2, 3.
Нейтронно-физические характеристики U-топливо РЕМИКС, рецикл 1 РЕМИКС Б
Среднее обогащение топлива подпитки по сумме (235и+ 239Ри+ 241Ри) 4,33 4,79 5,08
Исходное содержание Ри в топливе, % 0 1,0 2,0
Коэффициент реактивности по температуре теплоносителя, номинальная мощность, начало(конец) кампании, (1/°С)10-5 -31,8(-68,1) -36,6(-68,7) -40,1(-68,4)
Коэффициент реактивности по мощности реактора, номинальная мощность, начало(конец) кампании, (1/МВт)10-5 -0,5(-0,71) -0,56(-0,73) -0,59(-0,74)
Эффективная доля запаздывающих нейтронов деления, номинальная мощность, начало(конец) кампании, % 0,63(0,56) 0,58(0,55) 0,55(0,53)
Эффективность рабочей группы ОР СУЗ, номинальная мощность, начало(конец) кампании, % Ар 0,84(0,8) 0,74(0,73) 0,74(0,75)
Эффективность аварийной защиты при застревании в верхнем положении наиболее эффективного органа СУЗ, номинальная мощность, начало(конец) кампании, % Ар 7,5(7,3) 7,4(7,3) 7,2(7,3)
Примечание для таблицы. Выгорание составляет 50 ГВт-сут/т. Длительность работы реактора между перегрузками 297 эфф.сут.
Таблица 2. Характеристики уранового и REMIX топлива для изготовления одной ТВС [2]
Тип топлива Исходное топливо из UO2 Исходное REMIX топливо
Перед 1-м рециклом Перед 3-м рециклом Перед 5 рециклом
Обогащение и для подпитки, % 4,33 17,21 16 16,28
Потребление природного и в ТВС, кг 2998 2426 2250 2294
Экономия природного и, % - 19,1 24,9 23,5
Затрата работы разделения на ТВС, кг ЕРР 4306 4403 4055 4142
Экономия работы разделения - -2,2 5,8 3,8
Таблица 3. Хранение после 60 лет работы 12 реакторов
Тип топлива Регенерированный U после переработки ОЯТ из урана, т Pu в ОЯТ МОКС, т Обедненный U в ОЯТ, т
МОКС-топливо 10200 129 840
РЕМИКС-топливо 850 18 -
Уменьшение, разы 12 7,2 -
Вывод. Будущее атомной энергетики связано с разработкой и реализацией эффективных способов использования в реакторах регенерированного топлива, обеспечивая снижение использования природного урана, сокращение накопленного отработавшего ядерного топлива и оружейного плутония. В будущем будут исчерпаны запасы природного урана и в связи с этим реализован закрытый ядерный топливный цикл.
Анализируя показатели, приведенные в 3-й таблице, регенерированный U после переработки ОЯТ сокращается в 12 раз, а Pu в ОЯТ в 7,2 раза у РЕМИКС-топлива по сравнению с МОКС-топливом. Обедненный U в ОЯТ у РЕМИКС-топлива отсутствует.
Сравнив урановое и REMIX топливо реакторов ВВЭР-1000, выделим следующие преимущества:
• для получения REMIX топлива используется весь уран и плутоний, находящиеся в ОЯТ;
• уменьшение количества ОЯТ;
• не нужно выделять плутоний в чистом виде при переработке ОЯТ, а, следовательно, снижается риск распространения плутония;
• есть возможность полной загрузки реактора ВВЭР-1000 REMIX топливом благодаря низкому содержанию плутония и, как следствие этого, - экономия природного урана;
• технология переработки ОЯТ одинаковая как для реакторов на быстрых нейтронах, так и тепловых;
• возможность переработки ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах неядерных государств и изготовление REMIX-топлива.
Список литературы /References
1. Nuclear Fuel Cycle Mixed Oxide Fuel. [Электронный ресурс], 2017. Режим доступа: https://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-iUel-cycle/fuel-recycling/mixed-oxide-fuel-mox.aspx/ (дата обращения: 03.05.2020).
2. Введение. Проблема накопления ОЯТ. Организация ЗЯТЦ РТН с использованием РЕМИКС-топлива. [Электронный ресурс], 2020. Режим доступа: https://www.slideserve.com/bianca/3249066/ (дата обращения: 03.05.2020).
3. Каграманян B.C., Калашников А.Г. Анализ характеристик РЕМИКС-топлива при многократном рецикле в реакторах ВВЭР // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2013. № 4. С. 109-117.
