Eng Ru
Отправить письмо

Новые виды ядерного топлива: мокс-топливо – энергетическое будущее человечества. Мокс топливо это

$direct1

«Про плутоний, БН-800 и МОКС-топливо»

Лицо Нашего видели, когда он про отказ США жечь плутоний рассказывал?

Серьезное лицо, ни тени ухмылки. Я б не смог. Я б ржал во весь голос. Вы спросите — почему? Нет у Америки таких технологий. И в Европе нет. Есть только у «ватников» Сейчас я вам расскажу. Но начну издалека — иначе будет непонятно.

Начнем с «детского» вопроса: кто такой этот плутоний? Элемент с порядковым номером 94 в таблице Менделеева, то есть — трансурановый (более тяжелый, чем уран, у которого порядковый номер — 92). В природе плутония настолько минимальное количество, что никакого обогащение никаких руд результата не даст. А зачем этот плутоний вообще нужен? Дело в том, что один из его изотопов - плутоний-239, делится быстрее, чем уран, энергии дает больше. Ну, или по простому — взрывается он мощнее, чем уран, а воякам что — чем круче «ба-бах», тем лучше…

Первые порции плутония создавали на ускорителях — дорогое удовольствие, но, как показал эксперимент над Нагасаки, оно того стоило. Да и первый в истории атомный взрыв — 16.07.1945 близ городка Аламогордо, что в Нью-Мексико, был взрывом именно плутониевой бомбы.

Да, я, безусловно, прошу прощения у всех, кого дальнейший текст покоробит: слово «совесть» в этой заметке отсутствует напрочь. Только технические подробности и цинизм-прагматизм.

Через месяц после Аламогордо эксперименты были успешно продолжены. Над Хиросимой рванул урановый «Малыш», над Нагасаки — плутониевый «Толстяк». Сравнение результатов было явно в пользу плутония. Дело в том, что при атомном взрыве заряд разлетается со скоростью порядка 1000 км/с, потому заряд не весь успевает сдетонировать. Пичалька. В «Малыше» взорвалось всего 1,4% урана-235, а вот в «Тостяке» успешно сработали 20% плутония-238. Результат получился просто замечательный: 70 тысяч трупов сразу, 100 тысяч инвалидов. Пиндосы апплодировали.

Военным понравилось — физики взяли под козырек. Были разработаны и созданы специальные «плутониевые» реакторы: уран в них горел так, чтобы на выходе получилось максимальное количество плутония.

К началу 90-х, когда это оружейное безумие остановили, США успели накопить 103 тонны плутония, СССР — 170 тонн. Уразуметь, что это количество значит для планеты Земля и для людей, вам помогут несколько цифр. Итак, «на двоих» имелось 273 тонны Плутония-239, которого в «Толстяке» было всего 6,4 кг. КИЛОГРАММА. На двоих получается 18 750 «толстяков» по 120-130 тысяч смертей в каждом. Это — не учитывая того, что бомбы более поздних поколений были намного эффективнее. Даже в технологиях 1945 года на складах лежало 2,5 миллиарда смертей. Это — не считая оружейного урана-235. «Многовато» — подумали большие политики, и результатом этой мысли и стало СОУП 2000-го года. Было решено списать по 34 тонны плутония с носа — то есть сократить запасы примерно на треть. И остановить специализированные «плутониевые» реакторы.

Ну, а что делать с этими тоннами? Период полураспада у плутония-239 — 24 тысячи лет. Закопал в землю тонну, 24 тысячи лет подождал — осталось полтонны. Нормально? Вряд ли. За 24 000 лет в любой момент выкопай — и клепай «малышей». Никакие химические реакции не помогут — поливай ты его кислотой или не поливай. Замешать в тонны мусора? Человек так устроен: что сам поломал, то и починит. Потому и договорились именно сжечь — сжечь в атомных реакторах.

Надеюсь, что пока было понятно? Теперь придется понять, что горит в атомных реакторах и что нужно, чтобы спалить там и плутоний-239. Основной тип атомных реакторов — так называемый «водный». Вот бочка с урановыми стержнями, вот в ней атомный «пожар» с температурой от 400 до 630 градусов. Толку с того, кроме как погреться — никакого. Тепло надо «забрать» и как-то по умному использовать. Вокруг бочки запускают, грубо говоря, «змеевик» с водой, ее и прокачивают насосами. Пришла холодная, «мотнулась» вокруг бочки, ушла горячая. Чтобы не испарилась — воду гоняют под серьезным давлением. Что будет, если в бочку вместо урана напихать того самого плутония-239? Да ничего хорошего: температура горения будет настолько высока, что водой ее «снять» уже просто невозможно — разорвет трубки и все тут.

Где выход?

Правильно догадались: выход — в тех самых реакторах на быстрых нейтронах. «Быстрый» — это и есть «более горячий», поскольку в атомной физике температура и энергия — одно и то же. Чем быстрее мечется атом — тем выше у него температура, грубо говоря. Аббревиатура «БН» — не только «быстрые нейтроны», но и «быстрый, натриевый». В «змеевике» в нем крутится не вода, а жидкий натрий. Натрий плавится при 97 градусах, кипит — при 880 градусах. Логично, что он может утащить на себе бОльшую температуру, да и давление в «змеевике» такое большое, как в случае с водой, не потребуется. Но всплывает другая беда: при соединении с кислородом в воздухе жидкий натрий горит со страшной силой: любая утечка и полный трындец.

Но великая страна Америка такой реактор делать умеет, едрен-батон! Экспериментальный. Маленький. Еще Франция умеет. Маленький. Экспериментальный. Правда, американский реактор — сгорел. Французский — тоже сгорел. Японцы попробовали, но в 2010 у них сорвалась труба с топливом и тупо утонула в натрии, а там еще и Фукусима стряслась — свернули и забыли, и забили.

А что там (то есть тут) делают ватники в валенках? Ужос с ними, ужос-ужос. В СССР ведь иностранные газеты было не достать, не почитать — вот ватники и не знали ни черта. Работали и работали. На экспериментальном натриевом технологии отработали. В 1980 в Белоярске промышленный построили — БН-600. Ни аварий, ни пожаров… Вот только что БН-800 в сеть воткнули — работает и работает. Дикари. Бензоколонка. Нигде в мире нет — а тут работает. Ужос. Позор какой-то.

Возвращаемся к плутонию. Делать топливный стержень целиком из плутония-239 — не вариант, рвануть может. Тогда было разработано так называемое МОКС-топливо: смесь урана и плутония. МОКС-топливо в принципе даже на «водных» реакторах жечь можно. Ну, если МАГАТЭ разрешит, даст отдельную лицензию. Тогда можно половину стержней обычных ставить, а половину — с МОКС-топливом. В Европе 40 реакторов такие лицензии уже получили — в Бельгии, во Франции с Германией. А в Штатах? А в Штатах — нуль. Не получаецца. А в России? А ватникам лицензия ваще не нужна! У ватников — БН-600, теперь еще и БН-800, которые только под МОКС-топливо и рассчитаны. Дикари…

Производство МОКС-топлива, повторюсь, разработано. Разработано — теоретически. А практически надо бы завод построить, не так ли?

Штаты и начали его у себя строить, в 2008 году приступили. Россия, само собой, мирно дремала — куды ей, лапотной! В 2012 очнулась — тоже начала, в Железногорске. Американцы работали серьезно — работа большая, денег не жалко. К 2015 году 7,7 млрд потратили — серьезные парни. А лапотники? Ну, откуда у них столько денюх? Наскребли кое-как 240 миллионов — и все, больше им папа Вова не дал. Ну, что делать, блин. Построили на то, что дадено было. Наверняка еще и украли, чтобы шубохранилище пополнить. Открыли завод — 28 сентября прошлого года. Завод, само собой, из битых кирпичей, доски торчат во все стороны. МАГАТЭшникам взятку сунули — те и дали «добро». А американцы? А американцы сказали Обаме, что им на запустить завод … денег надо. Еще. Чутка. 17.3 млрд. Семнадцать миллиардов 300 миллионов. Вместе — 25 млрд. На бензоколонке — 240 миллионов и УЖЕ работает. А американцам вот еще бы 17.3 млрд и тогда… Тогда завод — будет. Наверное. Через пять лет. Честное слово. Обязательно.

Вот не в курсе — знает ли Обама русский матерный. Наверно, он ему нужен был, когда он этих «заводчан» услышал. Послушал-послушал — да и послал. В пеший эротический тур. Вместо денег — э-э-э… — не скажу что по всей роже.

Вот такие вот дела. Единственные в мире быстрые реакторы - в России. Единственный в мире завод МОКС-топлива — в России.

А в Америке — сделали айфон.

Россия из плутония способна сделать 1 700 закладок МОКС-топлива, сжечь у себя, или продать его европейцам.

А Америка? А Америка сделала айфон. На китайском заводе Фоксконн. А вот куда деть плутоний — это она не знает, у ней денюх столько нету, и китайцам отдавать на отсосинг такое дело они резонно опасаются. Америка айфоны делает, отстаньте уже!

sdelanounas.ru

Освоение МОКС-топлива в БН-800 - Ядерная энергия

Прекрасная статья главного конструктора современной версии БН-800 про то, из какого топлива собрана активная зона этого реактора, как будетосуществлятся переход на плутониевое МОКС-топливо, приведено очень много цифр - в общем можно считать эту статью справочником по топливу БН-800

Борис ВАСИЛЬЕВ,Главный конструктор реакторных установок на быстрых нейтронах ОАО «ОКБМ Африкантов»

Как известно, первые отечественные реакторы БН-350 и БН-600, в силу того что основной их задачей была отработка натриевой реакторной технологии,были ориентированы на применение технологически более простого уранового топлива (оксидного). Тем не менее эти реакторы сыграли важную рольи в освоении ядерного топлива. На них были изучены принципиальные особенности поведения твэлов в условиях быстрых натриевых реакторов,характеризующихся высоким уровнем температур и интенсивным нейтронным потоком.

В результате работ по усовершенствованию твэлов и ТВС максимальное выгорание топлива в реакторе БН-600 увеличено с ~7% т.а. (тяжелых атомов -атомов делящегося вещества tnenergy) до ~12% т.а., а среднее значение с 40 (МВт•сут)/кг до 74 (МВт•сут)/кг. Этот опыт имеет исключительно важноезначение для создания активной зоны реактора БН-800 на МОКС-топливе, поскольку, как показали результаты исследований, поведение МОКС-топлива(таблеточного) подобно поведению оксидного уранового топлива.

Работоспособность твэлов с МОКС-топливом подтверждена и прямыми испытаниями твэлов в реакторе БН-600 в статистически значимых масштабах.

Реактор БН-800 разработан исходя из использования в нем МОКС-топлива, изготавливаемого на основе высокофонового (энергетического) плутония,выделяемого из ОЯТ ВВЭР-440 при переработке его на заводе РТ 1 (ПО "Маяк").

Создание производства МОКС-топлива для реактора БН-800 ведется на ГХК (в настощее время производство запущено но испытывает проблемы свыходом на серию - tnenergy) в соответствии с ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года».Поскольку вопрос об организации работ по созданию производства МОКС-топлива был решен с некоторым запозданием по отношению к планированиюработ по сооружению реактора БН-800, начальная топливная загрузка для этого реактора сформирована в основном из уранового оксидного топлива, и лишь часть ТВС (16 % от общего количества) содержит МОКС-топливо, изготовленное на опытных производствах ПО «МАЯК» и ОАО «ГНЦ НИИАР».(главный конструктор очень мягко называет тот цирк с конями, который случился вокруг производства МОКС для БН-800 - tnenergy)

Далее в этой статье предоставляется информация о стартовой активной зоне, которую с учетом особенностей ее комплектации назвали «гибридной», ио ее поэтапной замене на активную зону с полной загрузкой МОКС-топливом производства ГХК.

Компоновка и характеристики активной зоны

Гибридная активная зона включает в себя ТВС с урановым топливом (таблеточным), ТВС с таблеточным МОКС-топливом и ТВС с виброуплотненнымМОКС-топливом (виброуплотненное топливо - набитый в трубки твэлов порошок диоксида плутония и урана. - tnenergy)

ТВС с урановым топливом и виброуплотненным МОКСтопливом включают в себя как нижнюю, так и верхнюю торцевую зону воспроизводства (ТЗВ). ТВСс таблеточным МОКС топливом подобны ТВС для активной зоны с полной загрузкой МОКС-топливом – в них вместо верхней торцевой зоны воспроизводстваимеется полость, заполненная в реакторе натрием, над которой находится пучок ПЭЛ (поглощающиех элементов - tnenergy) - с карбидом бора (полостьнад активной зоной обеспечивает снижение величины натриевого пустотного эффекта реактивности до величины менее βэфф).В гибридной активной зоне с целью выравнивания распределения энерговыделения применено три типа урановых ТВС по обогащению топлива:центральная часть активной зоны сформирована из урановых ТВС с обогащением 18,5 % (зона малого обогащения – ЗМО), средняя часть собогащением 21 % (зона среднего обогащения – ЗСО), периферийная часть с обогащением 24 % (зона большого обогащения – ЗБО). ТВС сМОКС топливом с обогащением по низкофоновому плутонию 18,7 % и 19,5 % для таблеточного и виброуплотненного топлива соответственнорасположены в периферийной части активной зоны исходя из оптимизации по условиям распределения энерговыделения и воздействия нанатриевый пустотный эффект реактивности.

Активная зона окружена одним рядом ТВС боковой зоны воспроизводства, содержащих диоксид обедненного урана. Далее размещаются сборки стальнойи борной защиты с естественным карбидом бора, за которыми находится внутриреакторное хранилище отработавших ТВС (ВРХ). Для компенсацииизбыточной реактивности, регулирования и защиты реактора в активной зоне имеется 30 стержней СУ3, в том числе 2 регулирующих стержня сестественным карбидом бора, 16 компенсирующих стержней с карбидом бора 60 % обогащения по бору-10, девять стержней аварийной защиты с карбидомбора 92 % обогащения по бору-10 и три стержня пассивной защиты (гидравлически взвешенных) также с карбидом бора 92 % обогащения по бору-10.

Рисунок 1. Картограмма активной зоны в первый интервал работы реактора

Рисунок 2. Картограмма активной зоны с полной загрузкой МОКС-топливом

Таблица 1. Основные характеристики активных зон реактора БН-800 для начального периода эксплуатации * Для периферийных ТВС ЗБО

В стержнях СУЗ так же, как и в сборках борной защиты, применен горячепрессованный карбид бора.

В центре гибридной активной зоны находится источник нейтронов – две ампулы с калифорнием интенсивностью по 109 н/см2 •с, размещенные в стальнойсборке.

Картограмма сборок гибридной активной зоны приведена на рисунке 1.

В первом интервале между перегрузками в активной зоне размещаются шесть сборок постоянных компенсаторов реактивности – ПКР, конструктивноподобных сборкам борной защиты.

ПКР компенсируют избыточную реактивность, обусловленную отсутствием в активной зоне продуктов деления (отсутствие ТВС с частично выгоревшимтопливом, наличие которых характерно для режима стационарных перегрузок).

В активной зоне с МОКС-топливом также используются три типа ТВС по степени содержания делящегося материала (условно, по «степени обогащения»):18,2 %, 20,1 %, 23,0 % по высокофоновому плутонию.

При этом границы зон обогащения в гибридной активной зоне и в зоне с полной загрузкой МОКС-топлива совпадают.

Картограмма активной зоны с МОКС-топливом приведена на рисунке 2.

В таблице 1 представлены основные технические характеристики активных зон.

Таблица 2. Основные конструктивные характеристики ТВС

ТВС активной зоны реактора БН-800 имеют шестигранный чехол размером «под ключ» 96 мм длиной 3500 мм, головку длиной 322 мм и хвостовикдлиной 518 мм.

Внешний вид ТВС БН-800

Основные конструктивные характеристики ТВС приведены в таблице 2, схема ТВС представлена на рисунке 3.

ТВС с виброуплотненным МОКС-топливом отличается от ТВС с урановым топливом узлом крепления твэлов и конструкцией хвостовика в связи с тем,что для ТВС с МОКС-топливом обеспечиваются дистанционные операции по сборке твэлов и втягиванию пучка твэлов в шестигранный чехол. КонструкцияТВС с таблеточным МОКС-топливом имеет дополнительное отличие – наличие верхнего пучка пэлов, закрепленных на решетке, приваренной к головке ТВС.

Конструкция и технология изготовления твэлов с таблеточным МОКС-топливом разработаны ВНИИНМ, твэлов с виброуплотненным МОКС-топливом –ОАО «ГНЦ НИИАР».

Рисунок 3. Схема ТВС

ТВС с МОКС-топливом для гибридной активной зоны изготавливаются на опытных производствах в следующей кооперации: ПО «МАЯК» – изготовлениетвэлов с таблеточным МОКС-топливом, ОАО «ГНЦ НИИАР» – изготовление твэлов с виброуплотненным МОКС-топливом и сборка ТВС с обоими типамитвэлов. Комплектующие для изготовления твэлов и ТВС изготавливаются на МСЗ «ЭЛЕМАШ».

ТВС с МОКС-топливом гибридной активной зоны, подобно экспериментальным ТВС реактора БН-600, изготавливаются на основе низкофонового плутония.ТВС для полной загрузки активной зоны МОКС-топливом производства ГХК будут изготавливаться на основе высокофонового (энергетического) плутония.Кроме того, в соответствии с российско-американским соглашением об утилизации плутония (СУОП) в реакторе БН-800 планируется использованиетоплива на основе плутония оружейного качества. Характеристики активной зоны и условия эксплуатации ТВС при использовании МОКС-топлива сразличным изотопным составом плутония меняются незначительно.

Кампания ТВС основного массива гибридной активной зоны назначена равной 465 эфф. суткам (три интервала по 155 эфф. суток) исходя из условиядостижения повреждающей дозы для оболочек твэлов из стали ЧС-68ХД 81 сна – обоснованного значения на момент разработки твэла. Для активнойзоны с полной загрузкой с МОКС-топливом в связи с ее нейтронно-физическими особенностями величина повреждающей дозы при сохранении кампанииТВС возрастает до 90 сна, возможность эксплуатации ТВС до накопления такого уровня радиационных повреждений планируется подтвердитьдополнительными исследованиями. Кроме того, возможна замена конструкционного материала оболочек твэла на более радиационно стойкую сталь ЭК-164 х.д.,для которой можно рассматривать увеличение кампании ТВС и выгорания топлива.

Эксплуатационные характеристики ТВС активной зоны реактора БН-800 в начальный период эксплуатации приведены в таблице 3.

Таблица 3. Эксплуатационные характеристики ТВС активной зоны реактора БН-800 в начальный период эксплуатации

Основным проектным режимом работы реактора является установившийся режим перегрузок, характеризующийся одинаковым количеством ТВС,перегружаемых в одну перегрузку, и одинаковой длительностью интервала между перегрузками.

При принятой равномерно-частичной схеме перегрузок ТВС для указанного режима работы в активной зоне одновременно будут находиться сборки сразным временем облучения, равномерно распределенные по активной зоне.

В основной части активной зоны (480 ТВС) должны быть сформированы три таких группы, в периферийной части (84 ТВС) – четыре группы.

ТВС разбиты на группы перегрузки, различающиеся количеством отработанных интервалов между перегрузками. Это сделано таким образом, чтобыизбежать существенного азимутального и радиального перераспределения содержания делящихся элементов топлива при перегрузках ТВС.

На начальном этапе эксплуатации реактора используется особый режим перегрузок, обеспечивающий вывод активной зоны в установившийся режим, вкотором из активной зоны требуется выгрузить не полностью выгоревшие ТВС. Для минимизации потерь от недовыработки энергии тепловыделяющимисборками по возможности использовалась схема с возвратом в активную зону для дожигания ранее отгруженных в ВРХ частично выгоревших ТВС.

В каждом интервале между перегрузками активная зона формировалась таким образом, чтобы обеспечить запас реактивности, достаточный для отработки155 эфф. суток с учетом выполнения соответствующих нормативных требований по балансу реактивности.

Разработанная схема перегрузок ТВС активной зоны в переходный период приведена в таблице 4. Реализация этой схемы планируется с учетомпредусмотренного в проекте увеличения количества ТВС с виброуплотненным МОКС-топливом с 36 ТВС до 69 ТВС и соответствующего уменьшения количестваурановых ТВС ЗБО: со 108 штук до 75.

Таблица 4. Цифра в клетке - номер кампании для группы перегружаемых ТВС. Видно, что после первой кампании перегрузок не будет - tnenergy

Картограмма гибридной активной зоны на конец переходного периода представлена на рисунке 4. В первую перегрузку активной зоны запас реактивностина выгорание топлива восстанавливается путем замены 6 ПКР с карбидом бора на урановые ТВС ЗМО.

Особенностью второй и третьей перегрузок реактора является выгрузка из активной зоны в 1,5–2 раза большего количества ТВС, чем в установившемсярежиме перегрузок. В связи с этим предусматривается прямая выгрузка из активной зоны в барабан отработавших сборок части отработавших ТВС, неумещающихся в ВРХ. Две группы не полностью выгоревших ТВС, выгруженных в ВРХ во вторую перегрузку, возвращаются в активную зону в третью перегрузку.В итоге в начале четвертого интервала распределение ТВС на группы по количеству отработанных интервалов практически соответствует проектномуустановившемуся режиму перегрузок.

Рисунок 4. Картограмма активной зоны в четвертый интервал работы реактора

Среднее выгорание ТВС, выгруженных в начальный период, составит ~85% от номинального проектного значения.

Переход от гибридной активной зоны к активной зоне с полной загрузкой МОКС-топливом

Переход от гибридной активной зоны к активной зоне с полной загрузкой МОКС-топливом планируется осуществить за три последовательные перегрузки,во время которых ТВС гибридной активной зоны будут полностью заменены на штатные ТВС с таблеточным МОКС-топливом. Изменение составаактивной зоны при переходе к активной зоне с полной загрузкой МОКС-топливом представлено в таблице 5.

Переходный период характеризуется повышением плотности нейтронного потока в активной зоне (с 7,0×1015 н/см2•с до 8,2×1015 н/см2•с), что обусловленоядерно-физическими особенностями плутония по отношению к урану-235. Однако это не приводит к необходимости ограничения мощности реактораблагодаря снижению концентрации урана-235 в урановых ТВС по мере их выгорания. Параметры твэлов в таблице 3 указаны с учетом их работы впереходный период.

Заключение

Для обеспечения работы реактора БН-800 на начальном этапе эксплуатации до ввода в действие промышленного производства МОКС-топливаиспользуется гибридная активная зона, скомплектованная из ТВС с обогащенным урановым топливом и ТВС с МОКС-топливом двух видов – таблеточногои виброуплотненного, изготавливаемых на опытных производствах ПО «МАЯК» и ОАО «ГНЦ НИИАР».

Доля ТВС с МОКС-топливом на разных интервалах работы активной зоны составляет от 16 до 22 %.

В рамках эксплуатации гибридной активной зоны в течение двух лет (четыре интервала работы) формируется установившийся проектный режимперегрузок, характеризующийся одинаковым количеством перегружаемых ТВС в каждую перегрузку.

После четвертого интервала работы реактора начинается переход к активной зоне с полной загрузкой МОКС-топливом.

Этот переход планируется осуществить за три последовательные перегрузки, в процессе которых отработавшие ТВС гибридной активной зонызаменяются на ТВС с таблеточным МОКС-топливом производства ГХК.

Параметры эксплуатации твэлов в начальный период эксплуатации реактора не превысят обоснованных значений, соответственно ограничениямощности реактора по условиям работы активной зоны не потребуется.

Таблица 5. Изменение состава активной зоны при переходе на полную загрузку МОКС-топливом

tnenergy.livejournal.com

Создание промышленного производства МОКС-топлива | Атомная энергия 2.0

Особенностью атомной энергетики является длительность процесса внедрения инновационных решений по типу используемых реакторов и их топливному циклу. В то же время принятые в оптимальные сроки правильные решения в области инновационного развития определяют перспективы и экономическую привлекательность (конкурентоспособность) отрасли на десятилетия вперед.     

Реакторы типа ВВЭР и БН (не считая «сходящих со сцены» РБМК) сегодня составляют основу российской атомной энергетики и, вероятно, будут играть ту же роль в первой половине XXI века. В настоящее время они используют оксидное топливо.

Перспективным «конкурентом» такому виду топлива является плотное нитридное топливо. Однако, при его несомненных преимуществах с точки зрения обеспечения безопасности реакторов, предстоит длительный путь по освоению технологии, обоснованию внедрения плотного топлива на эксплуатируемых реакторах и, возможно, на установках нового типа. В связи с этим представляется весьма логичным, что в планах инновационного развития Госкорпорации «Росатом», изложенных в Федеральной целевой программе «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года», проекты по разработке плотного топлива сочетаются с промышленным освоением и внедрением смешанного оксидного (МОКС) топлива*.

Создание производства МОКС-топлива обусловлено также необходимостью утилизации 34 т оружейного плутония в соответствии с соглашением между Россией и США.

Технологии изготовления ядерного топлива

Исторически в СССР, а ныне в Российской Федерации разрабатывались и обосновывались две технологии формирования топливного сердечника твэла ядерного реактора: таблеточная технология и технология виброуплотнения. Каждая из технологий имеет свои преимущества и недостатки.

В технологии виброуплотнения для достижения приемлемой эффективной плотности топливного сердечника порошковое топливо разделено на несколько фракций, различающихся по размеру частиц. Кроме того, присутствуют или могут иметь место целевые добавки, в частности, геттер (металлический уран) или выгорающие поглотители. В общем виде технология виброуплотнения включает следующие стадии: классификация смеси по фракциям, составление навески гранулята с целевыми добавками на один твэл, смешивание гранулята перед засыпкой в оболочку, засыпка в оболочку и собственно виброуплотнение.

Преимущества технологии виброуплотнения топливного столба твэла реактора на быстрых нейтронах следующие:

  • возможность использования многокомпонентных топливных сердечников с варьируемыми параметрами, что особенно привлекательно в условиях замкнутого топливного цикла с трансмутацией минорных актинидов;
  • относительная простота реализации технологического процесса при дистанционном и автоматическом управлении;
  • возможность изготовления твэлов сложного, в принципе произвольного профиля.

Недостатками технологии являются сложность контроля качества сформированного топливного столба. Кроме того, экспериментальное подтверждение эксплуатационной надежности топлива пока получено в недостаточном объеме.

Таблеточная технология МОКС-топлива представляет собой проекцию давно и успешно освоенной технологии урановой «таблетки» на изготовление смешанного оксидного уранплутониевого топлива. Преимуществом данной технологии является то, что «таблетки»,  как продукт отдельного передела, хорошо поддаются контролю. Кроме того, уже получен значительный положительный опыт фабрикации и облучения экспериментальных тепловыделяющих сборок (ТВС) с таблеточным топливом в активной зоне реактора БН-600. К числу недостатков можно отнести чувствительность технологии к примесям и целевым добавкам, например, при реализации замкнутого цикла с трансмутацией минорных актинидов.

Создаваемые Производства

Строящийся на площадке Белоярской АЭС энергоблок с реактором БН-800 должен быть введен в эксплуатацию в 2014 году. Его активная зона будет содержать МОКС-ТВС с твэлами, изготовленными как путем виброуплотнения, так и по таблеточной технологии. Для обеспечения поставок топлива на площадке ФГУП «ГХК» будет создано промышленное производство МОКС-топлива по таблеточной технологии, в ОАО «ГНЦ НИИАР» – по технологии виброуплотнения. Таким образом, Госкорпорация «Росатом» рационально использует имеющиеся мощности и квалифицированных специалистов и не планирует выделение новых площадок под производство МОКС-топлива.

Стоимость изготовления МОКС-ТВС при запланированных масштабах производства и существующих ценах на уран выше, чем у ТВС, содержащих обогащенный уран. Но с учетом перспектив использования в реакторах наработанного плутония вместо 235U, технология смешанного уранплутониевого топлива является выгодной.

Планы перегрузки БН-800 предусматривают переход на использование в активной зоне только МОКС-ТВС в 2017 году. К этому времени опыт эксплуатации ТВС, созданных по двум конкурирующим технологиям, должен дать ответ о перспективности и целесообразности их дальнейшего развития.

Авторы

Глазов А.Г., к.т.н., руководитель

Горбачев М.К.

 

 

Проектный офис «МОКС-топливо» Госкорпорации «Росатом»

 

www.atomic-energy.ru

Новые виды ядерного топлива: мокс-топливо – энергетическое будущее человечества - Документ

Новые виды ядерного топлива: мокс-топливо – энергетическое будущее человечества

Лунько Георгий, 10 «А» класс МОУ «СОШ №84»

Научный консультант: А.Г.Компаниец, начальник смены ОАО «СХК», участник ликвидации аварии на Чернобыльской АЭС

Руководитель: Л.Н.Рыбина, учитель физики МОУ «СОШ №84» ЗАТО Северск

Постановка проблемы

Мы живём рядом с крупнейшим в мире ядерным комплексом- Сибирским Химическим Комбинатом. В течение полувека наш комбинат занимался выработкой оружейного плутония-начинки для ядерной бомбы. Количество наработанного плутония столь велико, что цифра содержится в глубочайшем секрете.

Однако, в настоящее время, когда боеголовки демонтированы, плутоний просто хранится в специальных ёмкостях, и кроме вопроса безопасности, которая обеспечена по высшему классу, в полный рост поднимается вторая проблема- экономическая.

Чтобы обеспечивать безопасность, о которой сказано выше, необходимо расходовать не просто большие, а огромные средства. Если учесть период полураспада плутония, то в течение тысяч лет, мы должны совершенно бесполезно с точки зрения экономической выгоды производить огромные вложения..

Однако, существует и другой способ, о котором у нас в стране имеются очень смутные представления. Именно этот способ, перевода боевого плутония в энергетическое МОКС-топливо, я хочу подробно осветить.

1.Введение в общие, экологические и медицинские аспекты МОКС-топлива. Что такое МОКС?

1.1 Плутоний – рукотворный элемент

Плутоний, элемент с атомным номером 94, был впервые получен в феврале 1941 года группой Гленна Сиборга в Калифорнийском университете в опытах по облучению урана ядрами дейтерия. Плутоний является трансурановым элементом - его атомный номер больше, чем у урана, самого тяжелого из обнаруженных в природе элементов с атомным номером 92. Имя "Уран" носит одна из планет Солнечной системы, поэтому синтезированные искусственно элементы с атомными номерами 93 и 94 получили имена нептуний и плутоний - по названиям планет, расположенных за планетой Уран. Вскоре после этого открытия было обнаружено, что изотоп плутония может распадаться, и поэтому дальнейшие исследования этого элемента проводились исключительно в рамках секретного Манхэттенского проекта, целью которого было массовое производство плутония для использования в атомных бомбах. Горькая ирония заключается в совпадении имени этого элемента, который через четыре года после его открытия превратил город Нагасаки в ад, и имени владыки подземного царства Плутона.

Известны 15 изотопов плутония с массовыми числами от 232 до 246, но наиболее важен из них 239Pu с периодом полураспада 24 000 лет, способный к делению. Именно он был использован в бомбе, сброшенной на Нагасаки, и он также может сжигаться в реакторах для производства энергии.

239Pu возникает в ходе работы обычного энергетического реактора на урановом топливе в результате захвата нейтрона ядром 238U. Формула этой реакции, происходящей в два этапа, следующая:

238U + n = 239U ->(-распад с периодом 23,5 мин) 239Np  (-распад с периодом 2,35 дней) 239Pu

Эта реакция идет параллельно с основным рабочим процессом - делением ядер 235U, при котором выделяется тепловая энергия. Содержание 235U в природном уране составляет всего 0,7%, поэтому для того чтобы его можно было использовать в качестве топлива в легководных реакторах (основном типе энергетических реакторов), естественный уран обогащают, доводя содержание 235U до примерно 3%. Остальные 97% приходятся на 238U. За один год работы типичного ЛВР мощностью 1000 МВт образуется около 200 кг плутония, из которых около 150 кг составляет 239Pu.

Часть ядер 239Pu превращается в другие изотопы плутония (240Pu, 241Pu, 242Pu) в результате реакций с захватом нейтронов. Небольшие количества изотопа 238U образуются непосредственно из урана. Как и 235U, 239Pu способен делится в результате захвата нейтрона по формуле

239Pu + n = продукты деления.

1.2Оружейный и реакторный плутоний

Таким образом, при работе атомного уранового реактора в его топливных стержнях накапливаются различные изотопы плутония. Их количества зависят от степени выгорания уранового топлива. Лишь два из этих пяти изотопов плутония, 239Pu и 241Pu, являются расщепляющимися (делящимися), т.е. способными к расщеплению в результате захвата тепловых (медленных) нейтронов, и в принципе пригодны для использования в качестве реакторного топлива. Поэтому, если речь идет о возможности использования плутония в качестве реакторного топлива, важно знать только количество 239Pu и 241Pu, обозначаемое Puf от слов Pu (плутоний) и fissile (делящийся). Полное же количество всех изотопов плутония обозначается Put от слова total (полный, общий, итоговый).

Для ядерного же оружия желательно иметь практически чистый 239Pu, поскольку изотопы 240Pu и 238Pu самопроизвольно испускают нейтроны, которые могут вызвать т. н. «предначальное воспламенение», а это приведет к существенно меньшей силе взрыва атомной бомбы. Поэтому принято классифицировать плутоний по "качеству" в соответствии с его изотопным составом.

Хотя предначальное воспламенение уменьшает мощность взрыва ядерного взрывного устройства, изготовленного из реакторного плутония, можно утверждать, что мощность взрыва сравнительно простого взрывного устройства из реакторного плутония, подобного бомбе, взорванной в Нагасаки, будет равно примерно одной или нескольким килотоннам, даже если предначальное воспламенение произойдет в наименее благоприятный момент. В Японии и некоторых европейских странах сторонники плутония продолжают утверждать, что из-за предначального воспламенения реакторный плутоний практически не может быть использован в ядерном оружии, и что поэтому плутониевые программы в этих странах, основанные на выделении и использовании реакторного плутония, следует рассматривать исключительно как «мирные». Однако это мнение противоречит фактам, признанным международной научной общественностью. В докладе американской Национальной Академии наук, выпущенном в 1994 году и посвященном утилизации ядерных оружейных материалов, утверждается, что «плутоний практически любого изотопного состава может быть использован в ядерном оружии».

Двойной (военно-гражданский) характер использования плутония

Поскольку плутоний любого состава может быть применен в ядерном оружии, любая программа использования плутония в мирных целях создает условия для его использования в военных целях. Реакторный плутоний может быть использован как непосредственно в примитивном ядерном взрывном устройстве, так и в качестве топлива для реактора на быстрых нейтронах, в бланкете которого можно будет производить военный плутоний сверхвысокого качества.

Применимость плутония для военных целей определяется не только возможностью его использования в ядерном оружии, но двойным военно-гражданским характером всей технологической схемы использования плутония. Полномасштабная гражданская плутониевая программа должна включать производство плутония в реакторе, выделение его на перерабатывающем предприятии и изготовление топливных стержней. При наличии соответствующего политического решения эти мощности могут быть переориентированы на военные цели. Даже если государство не стремится к созданию ядерного оружия и его плутониевая программа находится под строгим международным контролем, сам факт наличия запасов плутония и мощностей по его переработке может породить подозрения в других (соседних) странах и заставить их развивать свои плутониевые программы, которые вполне могут иметь военный характер. В случае с Японией именно так и может получиться в будущем.

Таким образом, двойственный характер плутониевых программ порождает ряд проблем международного характера и проблем безопасности, которые должны быть приняты во внимание при анализе любой программы утилизации плутония.

Токсичность плутония

Плутоний известен как один из самых токсичных элементов. Большинство изотопов плутония являются -излучателями. Испускаемые им высокоэнергетические -частицы (энергия более 5 мегаэлектронвольт) имеют высокую ионизирующую способность и очень опасны для живых организмов. -излучающий плутоний особенно опасен при попадании внутрь человеческого организма, в то время как -излучение от внешнего источника обычно не представляет опасности ввиду короткого пробега -частиц.

Другой причиной высокой опасности плутония является его способность в течение длительного времени удерживаться в организме, куда он может попасть при вдыхании или через желудочно-кишечный тракт. При вдыхании плутониевой пыли часть плутония достигает легких (в зависимости от размера пылевых частиц), где некоторая его часть всасывается в кровь и переносится ею в различные органы. Плутоний оседает в основном в печени и костной ткани, и в меньшей степени - в репродуктивных органах. Небольшая часть плутония, попавшего внутрь организма через желудочно-кишечный тракт, также попадет через кровь в эти же органы. Попавший в них плутоний будет оставаться там в течение многих лет, подвергая соответствующие органы -облучению. Постоянное -облучение в малых дозах может вызвать рак и генетические повреждения.

Типичный реакторный плутоний в 8-10 раз токсичнее, чем 239Pu - один грамм оксида реакторного плутония соответствует годовому пределу поступления через органы дыхания для 40 миллионов человек.

Отметим далее, что значения ПДУ для простых граждан (годовой предел дозы 1 мЗв) в 50 раз меньше, чем для занятых в атомной промышленности (годовой предел дозы 50 мЗв). Следовательно, предельно допустимое количество плутония, поступающее через органы дыхания, для обычного гражданина равно одной миллиардной грамма (0,000000001 г). Таким образом, даже суб-микрограммы плутония представляют угрозу здоровью рабочих на предприятиях атомной промышленности, а для населения плутоний опасен уже на уровне нанограммов. Облучение от внешнего плутониевого источника также может представлять опасность для занятых в атомной промышленности, поскольку плутоний содержит значительные количества изотопов, испускающих -лучи и нейтроны.

МОКС-топливо

Поскольку и реакторный плутоний, и плутоний более высоких сортов является смесью делящихся изотопов, он в принципе пригоден для использования в качестве реакторного топлива. Обычно плутоний используется в этом качестве в виде смеси диоксида плутония PuO2 с диоксидом урана UO2. Эта смесь оксидов (PuO2+UO2), называемая МОКС-топливом, обычно используется в двух типах реакторов - в реакторах на быстрых нейтронах (БН) и в легководных реакторах (ЛВР).

Реактор на БН может вырабатывать плутоний в результате захвата нейтронов ядрами 238U, находящегося в активной зоне реактора и в окружающем ее бланкете, в то время как плутоний (МОКС-топливо с 20-30% плутония) "горит" в активной зоне. Такой реактор называют размножителем или бридером, поскольку он вырабатывает больше плутония, чем потребляет. Смысл бридера в том, что он повышает эффективность использования ресурсов урана в целых 60 раз, и он позволяет преобразовать ранее остававшийся без применения 238U в плутоний и одновременно вырабатывать полезную мощность. Из-за этих заманчивых перспектив реактор на БН стал с самого начала развития атомной промышленности ее "голубой мечтой", почти «вечным двигателем».

Но, увы - реальность оказалась больше похожа на кошмар, чем на прекрасный сон. Чтобы размножение было возможным, реакция деления в реакторе на БН поддерживается быстрыми (высокоэнергетическими) нейтронами, в отличие от ЛВР, которые работают на тепловых нейтронах. Поскольку нет возможности использовать замедляющий охладитель, приходится охлаждать активную зону реактора на БН расплавом щелочного металла, который имеет высокую химическую активность и реагирует со взрывом с воздухом и водой. Другой важный недостаток реакторов на БН состоит в том, что вероятность аварии с разгоном реактора гораздо выше, чем для ЛВР.

Отметим далее, что размножение плутония происходит не так быстро, как хотелось бы: время удвоения, то есть время, за которое один бридер создает достаточно плутония для загрузки другого такого же реактора (40 лет), значительно превышает время жизни первого реактора (не более 30 лет). Это указывает на другую ключевую проблему бридера: в конечном итоге для его эксплуатации должна быть создана система, включающая множество этапов, в том числе выделение плутония, загрузка топлива в реакторы, переработка отработавшего топлива и бланкета.

Эти и другие технические трудности бридеров стали причиной неэкономичности их использования, и оба эти недостатка - технические сложности и высокие стоимостные показатели - привели к тому, что США и все западноевропейские страны свернули свои бридерные программы. Япония, которая в одно время считалась настроенной наиболее серьезно на использование бридеров, теперь готова последовать примеру этих стран или по крайней мере подвергнуть свою бридерную программу существенному пересмотру (этому также способствовала авария на прототипном бридере в Монжу в декабре 1995 года).

Другой способ использования МОКС-топлива - сжигание его в энергетических легководных реакторах (ЛВР). Обычно МОКС с содержанием плутония от 5 до 8% используется в реакторах с водой под давлением (РВД) и в реакторах на кипящей воде (РКВ) - двух основных типах реакторов. Существующие в настоящее время ЛВР разрабатывались для сжигания в них низкообогащенного оксида урана, и переход на МОКС-топливо создает ряд проблем. Однако представители атомной промышленности верят, что замена в активной зоне таких реакторов одной трети уранового топлива на МОКС не создает дополнительных проблем с точки зрения безопасности, и это осуществляется в некоторых немецких, французских, бельгийских и швейцарских ЛВР. В Японии тоже существуют далеко идущие планы использования МОКС в ЛВР. Кроме того, предполагается изготавливать МОКС из оружейного плутония, а затем сжигать его в ЛВР, что рассматривается некоторыми экспертами (особенно в США) как эффективный способ уничтожения плутония, извлекаемого из ядерных боеголовок в процессе разоружения России и США.

Использование МОКС-топлива в легководных реакторах

Топливный цикл с участием МОКС и связанные с ним проблемы

В топливном цикле ЛВР можно выделить два основных потока: входной поток, начинающийся с добычи урана и заканчивающийся загрузкой низкообогащенного урана в активную зону реактора, и выходной поток, начинающийся выгрузкой ОЯТ и заканчивающийся захоронением радиоактивных отходов.

Оба потока - и входной, и выходной - являются потоками радиоактивных материалов и, следовательно, представляют опасность с точки зрения сохранности этих материалов и защиты окружающей среды. Если урановое топливо не перерабатывается, оно после извлечения из реактора сначала складируется на некоторое время, а затем захороняется в геологических могильниках.

Этот процесс является одним из наиболее сложных и вызывающих наибольшие разногласия этапов атомной технологии, поскольку он включает в себя перевозку, хранение и захоронение высокоактивных материалов.

Топливный цикл с участием МОКС (т. н. "замкнутый топливный цикл") гораздо более сложен. Отработавшее топливо перевозится с реактора на перерабатывающее предприятие, где из него выделяют плутоний, который затем поступает на предприятие по изготовлению МОКС-топлива. Изготовленные там топливные стержни с МОКС перевозятся к реактору и загружаются в него. После отработки эти стержни снова могут быть подвергнуты переработке. МОКС-топливо содержит много плутония и других трансурановых элементов по сравнению с обычным отработавшим топливом ЛВР, поэтому даже если отработавшее МОКС-топливо не перерабатывается (наиболее вероятный случай), его перевозка, хранение и последующее захоронение создают основания для беспокойства в связи с проблемами сохранности, защиты окружающей среды, и экономическими соображениями. Если же отработавшее МОКС-топливо перерабатывается (т. н. множественное рециклирование плутония), оно снова пройдет по этому кругу, причем с каждым следующим циклом оно будет представлять собой все более сложные смеси различных радионуклидов.

Сохранность

Проблемы сохранности включают в себя вопросы физической защиты материалов, пригодных для изготовления оружия, и предотвращения их утечки с предприятий атомной промышленности. Сюда же относятся политические аспекты использования МОКС (проблема нераспространения).

Безопасность

Проблемы безопасности включают в себя защиту окружающей среды, а также жизни и здоровья людей. Проблемы безопасности возникают как в связи с работой предприятий атомной промышленности, так и при транспортировке делящихся материалов. Обеспечение безопасности включает в себя два основных момента: недопущение аварий и защита работающих на предприятиях атомной промышленности.

Значение МОКС-топлива в меняющемся мире

Конец "холодной войны" и проблема избыточного плутония

С окончанием холодной войны вероятность ядерной войны мирового масштаба значительно уменьшилась. Но при этом мир столкнулся с новой угрозой - распространения ядерных материалов и ущерба окружающей среде от увеличивающихся объемов расщепляющихся материалов, которые высвобождаются в процессе демонтажа ядерного оружия России и США.

Утилизация расщепляющихся материалов из десятков тысяч демонтируемых боеголовок стала проблемой первостепенной важности для всего человечества. Один из этих материалов (плутоний) создает гораздо более серьезные проблемы, чем другой (высокообогащенный уран). Высокообогащенный уран можно легко превратить в низкообогащенный (малопригодный для изготовления оружия) путем смешивания его с природным ураном, после чего его можно использовать как обычное реакторное топливо. Однако нет возможности поступить аналогичным образом с плутонием, поскольку «любая смесь изотопов плутония может быть использована для изготовления атомной бомбы».

Департамент энергетики США недавно заявил о своем решении избрать так называемый «двойной путь» утилизации оружейного плутония, в рамках которого две трети американского оружейного плутония могут быть переведены в МОКС-топливо для коммерческих реакторов на тепловых нейтронах. Это решение, однако, не означает, что открыта дорога для коммерциализации оружейного плутония. Переоценка ценностей, последовавшая за прекращением холодной войны, повлияла и на наши представления о ценности запасов плутония. Теперь такие запасы все чаще рассматриваются не как ценность, а как проблема. В отчете НАН 1994 года сказано:

«Итак, с точки зрения экономики излишки оружейного плутония являются скорее обузой, чем ценностью. При любом выборе способа его утилизации этот процесс принесет нам скорее убытки, чем прибыль».

Занявшись проблемой избыточного оружейного плутония, мы не должны забывать о том, что эта же проблема существует и для запасов реакторного плутония. На очередном ежегодном съезде Форума Атомной Промышленности Японии заместитель генерального директора МАГАТЭ Уильям Диркс заявил:

«Даже если игнорировать делящиеся материалы из снимаемых с вооружения боеголовок, избыток делящегося плутония, выделенного в рамках мирных атомных программ, создает серьезную политическую проблему и угрозу безопасности во всем мире. Поступление плутония за счет выделения из ОЯТ и, возможно, за счет демонтажа ядерных вооружений будет в обозримом будущем многократно превосходить способность промышленности задействовать его в рамках мирных коммерческих программ».

Проблема избыточного плутония становится все более серьезной в Японии и в тех западноевропейских странах (Франции и Великобритании), где, несмотря на многочисленные аргументы против и оппозицию переработке, продолжается переработка ОЯТ. Огромное количество выделенного плутония уже накоплено в европейских центрах по переработке ОЯТ - на мысе Ля Аг во Франции и в Селлафилде в Великобритании: в конце 1996 года во Франции (преимущественно на мысе Ля Аг) находилось 43,6 тонны плутония, а в Селлафилде к 31 марта 1995 года было накоплено 44,0 тонны плутония. Значительная часть запасов плутония во Франции предназначена для Японии и Германии, которые пользуются услугами Франции для переработки ОЯТ своих реакторов.

У Японии также существуют большие запасы избыточного плутония. Согласно складским данным на конец 1995 года, предоставленных правительством Японии, общий запас плутония составлял 16 тонн, из которых 14,7 тонны хранились на предприятиях по переработке отработавшего топлива и по производству МОКС-топлива. Поскольку не предполагалось использовать этот плутоний в ближайшее время, его можно рассматривать как избыточный. Из этих 14,7 тонн плутония 1,42 тонны хранятся в Великобритании, и 9,96 тонны - во Франции. Если переработка ОЯТ в Европе и Японии (в Токаи, а затем в Роккашо) будет развиваться в соответствии с намеченными планами, а научно-исследовательские и конструкторские работы по РБН и УТР помимо реакторов в Йо-йо и Фуген будут неопределенно откладываться, а также существенно отодвинутся сроки использования МОКС-топлива в ЛВР, то, как показывает расчет, избыток плутония превысит 30 метрических тонн к 2000 году и 70 тонн к 2010 году, даже если МОКС-топливо будет частично использоваться.

Использование МОКС в ЛВР нужно для сокращения запасов плутония, а переработка отработавшего топлива нужна, чтобы обеспечить ЛВР достаточным количеством МОКС. Вроде все логично, но вот каков итог: запасы плутония не только не уменьшаются, а возрастают, поскольку переработка дает больше плутония, чем потребляется в ЛВР.

Основные принципы проекта МОМ

В середине семидесятых годов США планировали широкомасштабное использование МОКС в ЛВР, и Комиссия по ядерному регулированию детально исследовала возможное влияние этого на окружающую среду. При Картере эти планы были отвергнуты по соображениям нераспространения ядерного оружия, и с тех пор этот вопрос практически не исследовался. Теперь, 20 лет спустя, активно обсуждается перспектива использования МОКС для утилизации излишков оружейного плутония, но мало внимания уделяется вопросу о том, как это может повлиять на программы мирного использования плутония в мировом масштабе. Программа INFCE (International Niclear Fuel Cycle Evaluation), начатая в октябре 1978 года по предложению президента США Джимми Картера и закончившаяся в феврале 1980 года, была в основном направлена на сравнение различных вариантов топливного цикла, но, в общем, не касалась проблемы влияния использования МОКС на окружающую среду. С тех пор высказывались мнения в пользу применения МОКС в ЛВР в Европе, но они касались лишь отдельных технических аспектов производства и применения МОКС и поэтому мало способствовали осознанию населением социальных последствий МОКС-варианта.

Было много хорошо аргументированных выступлений (в основном независимых ученых) против утилизации плутония. Некоторые из них, подобно нашему проекту, содержат оценку воздействия на окружающую среду, но ни одно из этих выступлений не учитывало всех сложностей проблемы и не было специально посвящено использованию МОКС-топлива в ЛВР. Кроме того, с окончанием холодной войны часть использованной в них аргументации устарела. Нет необходимости говорить о том, что для здорового общества совершенно необходим независимый анализ крупных научно-технических и промышленных программ. Это особенно справедливо в случае программы использования МОКС-топлива, которая имеет далеко идущие социальные, политические, экологические и медицинские последствия. Независимый от интересов промышленности и министерств анализ совершенно необходим для того, чтобы общественность могла сформировать правильное мнение по этой проблеме. Демократическое правительство должно способствовать созданию независимых групп для проведения альтернативных исследований и помогать им в их работе, но зачастую этого не происходит. В некоторых странах парламенты помогают донести до сведения общества результаты независимых исследований. Местные власти, например правительства штатов, также оказывают большую поддержку независимой экспертизе проектов центрального правительства. Но в Японии, в отличие от других стран, власти разных уровней практически никак не помогают проведению независимых исследований.

Мы глубоко убеждены, что независимый всесторонний анализ атомной программы, причем в форме, доступной для простых граждан, жизненно важен не только для правильного решения конкретных вопросов, но и для поддержания демократической обстановки в обществе. Атомная промышленность была создана и развивалась под покровительством государственных служб в условиях высокой степени централизации управления, в результате чего население привыкло считать атомные технологии чем-то недоступным для понимания и не подлежащим обсуждению. С другой стороны, центральные правительства склонны действовать в направлении усиления централизации, и отдавать предпочтение централизованным промышленным системам, таким как атомные электростанции и связанные с ними производства. Эти правительства и их технократически настроенные министерства воспользовались предполагаемой «недоступностью» проблем атомной промышленности для понимания общественности для того, чтобы разрабатывать и реализовывать свои планы бесконтрольно. В Японии вплоть до аварии в Монжу дело обстояло именно таким образом. Авария в Монжу остро поставила вопросы открытости и демократичности в принятии решений и привела к референдуму в Maki Town в городе Ниигата, на котором население сказало «нет» строительству нового реактора. Мы предполагаем, что ситуация с атомными программами в других странах мира примерно такая же.

Роль политики в отношении плутония в меняющемся мире

В конце двадцатого века, века науки и технологии (и, прежде всего, ядерной технологии), человечество столкнулось с рядом невиданных и непредвиденных трудностей глобального масштаба. Наиболее насущными проблемами являются следующие:

1) ухудшение качества окружающей среды за счет загрязнения вредными отходами, в том числе радиоактивными и озоноразрушающими материалами;

2) изменение климата в результате поступления парниковых газов в атмосферу;

3) глобальный экологический кризис в форме опустынивания и утраты биоразнообразия;

4) угроза ядерной войны и новых аварий, подобных Чернобыльской, в условиях продолжающейся военной и коммерческой ядерной деятельности.

С целью исправления положения были приняты сотни соглашений, деклараций, планов действий и обычных договоров об охране окружающей среды, посвященных проблемам кислотных дождей, загрязнения океана, исчезновения видов, торговли опасными отходами и сбережения природы Антарктики. Многие из них были приняты под эгидой ООН. И, тем не менее, несмотря на все эти усилия, состояние природных экосистем резко ухудшилось в течение нескольких десятков лет, прошедших с момента основания ООН, и темп негативных изменений не уменьшается. Конечно, оценка международных усилий по охране окружающей среды выходит за рамки настоящего проекта, но мы считаем, что очень важно анализировать допущенные в прошлом ошибки и вырабатывать принципы, которые позволили бы избегать таких ошибок в будущем.

В основу исследования проблемы МОКС-топлива положены следующие глобальные этические принципы:

  • Избавление человечества от страха ядерной войны или катастрофы в результате использования атомных технологий;

  • Справедливость по отношению к будущим поколениям;

  • Приоритет интересов глобальной окружающей среды и прав человека перед национальными индустриальными интересами;

  • Сохранение природных ресурсов и экологических систем;

  • Решения по перечисленным проблемам должны приниматься только с участием международной общественности.

refdb.ru

МОКС топливо, MOX топливо (англ. Mixed-Oxide fuel) | Энергоресурсы, топливо

МОКС топливо, MOX топливо (англ. Mixed-Oxide fuel) - ядерное топливо, содержащее несколько видов оксидов делящихся материалов.

В основном термин применяется для смеси оксидов плутония и природного урана, обогащённого урана или обедненного урана, которая ведет себя в смысле течения цепной реакции сходно (хотя и не идентично) с оксидом низкообогащенного урана.

MOX может применяться как дополнительное топливо для наиболее распространенного типа ядерных реакторов: легководных на тепловых нейтронах.

Однако более эффективное использование МОКС топлива - сжигание в реакторах на быстрых нейтронах.

Применение переработки ОЯТ и использование выделенного плутония в виде МОКС топлива в тепловых реакторах позволяет снизить необходимость в уране на величину до 30%.

Содержание оксида плутония в MOX составляет от 1,5 до 25-30 весовых %.

Одним из привлекательных свойств MOX-топлива является то, что при его производстве могут утилизироваться излишки оружейного плутония, которые в противном случае являлись бы радиоактивными отходами.

Также MOX топливо можно получать путем переработки облученного топлива с энергетических реакторов.

В процессе переработки из него выделяются изотопы плутония, например, для топлива после достаточно длительной кампании почти 2/3 приходится на изотопы Pu-239 и Pu-241 (делящиеся в реакторах на тепловых нейтронах), а около 1/3 - Pu-240.

Из-за столь высокого содержания 240 изотопа, плутоний, полученный путем переработки топлив, не может быть использован для изготовления надежных и предсказуемых ядерных зарядов.

В то же время МАГАТЭ придерживается консервативных принципов и требует для такого плутония (даже в составе MOX-смеси) столь же высокого уровня защиты, как и для материалов прямого использования (англ. direct use material), например обогащенного плутония, урана-233, высокообогащенного по 235 урана.

Применение МОКС-топлива в существующих реакторах требует отдельного лицензирования, иногда требуется некоторая доработка реакторов, например, введение большего числа управляющих стержней.

Часто МОКС-топливо составляет от 1/3 до 1/2 от всего топлива, так как большие количества требуют значительных изменений или специально спроектированного реактора.

Всего 4 блока в США спроектированы на полную загрузку МОКС, 3 блока System-80 PWR на крупнейшей в стране АЭС Пало-Верде (англ.) русск. (Тонопа, Аризона) и строящийся блок в штате Вашингтон.

Ни один реактор в США не имел соответствующей лицензии на 2007 г.

Около 40 реакторов на тепловых нейтронах в Европе (Бельгия, Швейцария, Германия, Франция) имеют лицензию на использование комбинации обычного и MOX топлива и ещё 30 находятся в процессе лицензирования.

Фактически у многих из них около 1/3 топлива может составляет МОКС, но некоторые могут работать и на 50% МОКС.

До Фукусимской катастрофы, Япония планировала начать использование МОКС на 1/3 своих реакторов (изначально - к 2010 г), и утвердила план по строительству блока ABWR, использующего до 100% МОКС в Ома.

На реакторах на тепловых нейтронах может достигаться 30% выгорание плутония из состава МОКС-топлива.

Плутоний составляет порядка 1% от облученного ядерного топлива.

Приблизительное изотопное соотношение: Pu-239 52%, Pu-240 24%, Pu-241 15%, Pu-242 6%, Pu-238 2%.

Все они либо делящиеся материалы, либо могут быть превращены в делящиеся в процессе трансмутации, хотя Pu-242 требует 3-х нейтронов, чтобы стать Кюрием-245.

neftegaz.ru

Топливные циклы

Топливные циклы

Однократный топливный цикл

    Сегодня большинство реакторов в мире − водные реакторы на тепловых нейтронах, в которых используется однократный топливный цикл. У таких реакторов цикл состоит из семи ступеней.

Рис. 1. Схема однократного топливного цикла с реактором на медленных нейтронах

  1. Добыча урана. Для работы одного водного реактора на тепловых нейтронах с электрической мощностью 1000 МВт требуется около 200 т натурального урана.
  2. Конверсия урана. Измельченный уран в форме U3O8 химически очищается и переводится в форму UF6 для операций по его обогащению.
  3. Обогащение. Доля 235U в топливе повышается с 0.7% (естественная смесь) до 3-5% − это обычная концентрация 235U в реакторах на медленных нейтронах. (Реакторы на медленных нейтронах, в которых вместо воды h3O используется тяжелая вода D2O могут работать и на естественной смеси)
  4. Производство топлива. Ядерное топливо используется в ядерных реакторах обычно в виде таблеток размером в несколько сантиметров, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС). В реакторах на медленных нейтронах чаще всего применяют UO2. Её температура плавления равна 2800°C
  5. Реактор на медленных нейтронах. При делении 235U под действием медленных нейтронов образуется тепло, которое преобразуется в электричество. В топливе содержится также 238U, который не делится под действием тепловых нейтронов, а поглощает их, превращаясь в плутоний, а также и другие трансурановые изотопы. Около половины образовавшегося 239Pu делится под действием  нейтронов. В течение всего цикла доля энергии, выделяющейся при делении 239Pu составляет приблизительно четверть всей выделившейся энергии. Твелы находятся в реакторе около 3 операционных циклов (обычно до 6 лет) пока не выгорит приблизительно около 3% урана. Затем их вынимают и помещают во временное хранилище.
  6. Временное хранение облученного топлива представляет собой водяные ванны. Облученное топливо сильно радиоактивно и выделяет большое количество тепла за счет распада продуктов деления (около 6% энерговыделения реактора. Однако, тепловыделение быстро спадает (на ~0.5% в неделю).  После выгрузки в облученном топливе (ОЯТ) содержится ~0.8-1 % 235U, 1% плутония*,  ~3-5% продуктов деления и минорных актинидов**. Остальное − 238U. Облученное топливо содержится во временных хранилищах от нескольких месяцев до 5 лет.
  7. Если не предполагается использования плутония и 238U, облученное топливо может квалифицироваться как отходы и помещается для длительного хранения.

    Однократный цикл на водных реакторах на тепловых нейтронах позволяет использовать только 1% энергии добытого урана. В то же время в ОЯТ при однократном цикле содержится 235U  с обогащением выше природного и ~0.6% нечетных изотопов Pu, которые тоже делятся под действием тепловых нейтронов. Это позволяет использовать ОЯТ, после соответствующей переработки в качестве топлива для реакторов на тепловых нейтронах.

* ~0.6% ОЯТ приходится на делящиесяпод действием тепловых нейтронов 239Pu+241Pu, остальной плутоний 240Pu+242Pu − "нейтронные яды", они под действием тепловых нейтронов не делятся, а активно их поглощают. 241Pu быстро распадается (T1/2 = 14.29 л), превращаясь в 241Am.

** Актиниды — семейство радиоактивных химических элементов III группы 7-го периода периодической системы − Ac, Th, Pa, U, Np, Pu, Am, Cm, Bk, Cf, Es, Fm, Md, No, Lr. Минорные актиниды − так называются актиниды в используемом ядерном топливе, кроме урана и плутония. Наибольшее значение из них имеют Np, Am и Cm.

nuclphys.sinp.msu.ru

Плутониевый ультиматум: что будет с МОКС-проектами после отказа России от утилизации | ЦФО

Владимир Путин 3 октября внес в Госдуму законопроект об отказе РФ от утилизации оружейного плутония в рамках соглашения с США. Россия вернется к переработке плутония только в том случае, если Штаты снимут санкции, возместят нанесенный им ущерб и сократят свое военное присутствие в Европе. Представители американского Белого дома отреагировали спокойно на это заявление – чего не скажешь о некоторых россиянах. Обеспокоились сотрудники «Горно-химического комбината» и производственного объединения «Маяк» – именно этих предприятий прямо и косвенно касалась переработка оружейного плутония. «ФедералПресс» попытался разобраться в перспективах этих заводов.

«Горно-химический комбинат»

Те объемы оружейного плутония (34 тонны), которые Россия обязывалась переработать в рамках соглашения с США, планировалось (помимо прочего) использовать для выпуска так называемого МОКС-топлива (МОКС-топлива, MOX (mixed-oxides fuel) – прим. «ФедералПресс»). Это смешанное оксидное уран-плутониевое топливо, выпуск которого с 2015 года запущен на заводе «Горно-химического комбината» (ГХК, город Железногорск Красноярского края).

И хотя обозначенные 34 тонны плутония (к тому же, распределенные на перспективу до 2025 года) – сравнительно небольшие объемы, недавно изданный президентом указ заставил сотрудников предприятия задаваться вопросами относительно его перспектив.

Дело в том, что технология по выпуску МОКС-топлива является относительно новой и считается экспериментальной – в настоящий момент в России МОКС-сборки используются только в реакторах на быстрых нейтронах. Все они расположены на Белоярской АЭС (город Заречный в Свердловской области). В данный момент в реактор БН-800 на Белоярской АЭС загружен сборками с МОКС-топливом только на 25 % – оставшиеся мощности работают на классическом урановом топливе. До 100 % уровень использования МОКС-сборок планируется довести в течение двух ближайших лет, поделился планами в сентябре этого года глава Белоярской АЭС Иван Сидоров.

«К 2019 году мы должны полностью перевести активную зону реактора БН- 800 на использование МОКС-топлива. Для изготовления топлива будет использоваться отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) реакторов на тепловых нейтронах типа РБМК и ВВЭР», – приводит слова директора Белоярской АЭС «ТАСС».

Существующие сомнения подогреваются и большими сроками реализации проектов в рамках технологии производства МОКС-топлива. К примеру, следующие два реактора на быстрых нейтронах, БН-1200, предполагается построить в Свердловской области только к 2030 году. Учитывая, что запуск реактора БН-800 несколько раз переносился, говорить о жестком соблюдении сроков запуска БН-1200 никто не возьмется, убеждены отраслевики.

Существующие на ГХК мощности по производству МОКС-сборок недозагружены, отмечает источник «ФедералПресс» на ГХК – существующий уровень загрузки равняется приблизительно 15 %. И на этом фоне беспокойство сотрудников комбината вызывает сокращение штатной численности.

«За это лето на ГХК были уволены в общей сложности около 300 человек – большей частью пенсионеров. Официально никаких увольнений или массового сокращения штата не было. Людям просто вежливо намекали – пора закругляться со своей трудовой деятельностью», – отметил собеседник «ФедералПресс».

«Мы должны быть конкурентны, прежде всего – на международном рынке. Соответственно, нам нужно снижать издержки, чтобы снизить себестоимость продукции. На ГХК за последнее время действительно сократилась численность – приблизительно на 400 человек в течение этого года. Однако массовых сокращений там не происходило, все произошло в рамках оптимизации численности сотрудников предприятия. Часть этих сотрудников уже увольнялась, часть выходила на пенсию. При этом в компании действуют как выходные пособия, так и программы переобучения», – прокомментировали ситуацию в департаменте коммуникаций «Росатома».

ПО «Маяк»

Сомнения есть и у сотрудников производственного объединения «Маяк» (Озерск, Челябинская область). Сейчас деятельность предприятия напрямую с оружейным плутонием никак не связана (хотя именно здесь, начиная с 1945 года, ученые создали технологию его производства и начали выпуск для оборонной промышленности). После того, как в 1994 году производство оружейного плутония в России прекратилось, «Маяк» продолжил работы по получению плутония другого качества, а также занялся переработкой ОЯТ – отработавшего ядерного топлива. Предприятие утилизирует материалы, поступающие с ядерных реакторов (в основном, с Кольской, Нововоронежской и Белоярской АЭС), атомных подлодок и ледокольного флота.

Однако именно на «Маяке» отрабатывали технологию производства МОКС-топлива – испытания велись на базе двух опытных маломощных установок, «Пакет» и «Гранат». Их производительность оценивалась в 50 кг плутония в год (или 1 тонна МОКС-топлива) на установке «Гранат» и в 100 кг плутония в год, или 30-36 тепловыделяющих сборок (ТВС) в год (также 1 тонны МОКС-топлива с 20 % содержанием плутония) – на установке «Пакет».

Сейчас, по словам источника «ФедералПресс» в атомной отрасли, обе установки по производству МОКС-топлива на ПО «Маяк» законсервированы. Тем не менее, «Маяк» по-прежнему остается поставщиком сырья для производства МОКС-топлива на ГХК.

Технологические перспективы

«Указ президента РФ о приостановке соглашения об утилизации оружейного плутония никак не повлияет на деятельность «Горно-химического комбината» и производственного объединения «Маяк», а также на объемы производимого сейчас в России МОКС-топлива. Продукт уже производится для реактора БН-800 из «энергетического» плутония, выделенного из отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР на ПО «Маяк», – подчеркнули в департаменте коммуникаций «Росатома».

В компании заверили, что спрос на МОКС-топливо на внутреннем рынке России на перспективу не только сохранится, но и вырастет – мощности как ГХК, так и «Маяка» будут дозагружаться с учетом как планов по 100 % заполнению сборками на уран-плутониевом смешанном топливе реактора БН-800, так и по строительству реакторов БН-1200.

Более того, утилизация ограниченных объемов оружейного плутония (а всего, по данным «Росатома», объемы неутилизированного в рамках российско-американского соглашения плутония равняются 3-4 тоннам) – отнюдь не основной аспект МОКС-технологии. Предполагается, что в будущем она ляжет в основу так называемого замкнутого ядерного цикла: топливо, отработавшее на реакторах на «быстрых» нейтронах, можно будет использовать на «медленных» тепловых реакторах, которые используются на всех остальных АЭС России.

«В свете этого технологии по переработке ОЯТ и далее будут нацелены на повышение извлечения из него остатков урана, плутония и прочих доступных для использования веществ. Без сомнения, завод на ГХК будет играть одну из ключевых ролей в переходе российской атомной энергетики к двухкомпонентной системе с замыканием ядерного топливного цикла», – уточнили в пресс-службе «Росатома».

Работы по созданию замкнутого ядерного цикла (правда, с использованием другой технологии) продолжатся и на базе «Северского химического комбината» (Северск, Томская область).

«Таким образом, создана вся необходимая промышленная инфраструктура, которая пока будет работать с гражданским материалом, но в случае соответствующих решений сможет приступить к исполнению международных обязательств России по этому соглашению, которое сейчас приостанавливает свое действие», – резюмировал директор департамента коммуникаций «Росатома» Сергей Новиков.

fedpress.ru


© ЗАО Институт «Севзапэнергомонтажпроект»
Разработка сайта