Ликбез. Частичная переработка облученного топлива

Начало здесь:

Ядерный ликбез. Атомная энергетика. Урановый цикл. Ториевый цикл.

Ликбез. Топливные циклы. Однократный топливный цикл.

Ликбез. Отработавшее ядерное топливо тепловых реакторов

Рис. 6. Схема топливного цикла с реактором на медленных нейтронах с частичной переработкой облученного топлива

Для того, чтобы повысить эффективность использования энергии потенциально содержащейся в добываемом уране, ОЯТ должно быть переработано для извлечения делящихся материалов. Кроме того, переработка позволяет уменьшить объемы ОЯТ, накопленные тепловыми реакторами, которые непрерывно увеличиваются, а расходы на их хранение постоянно растут. Из-за отказа переработки, объем отходов приблизительно в 10 раз больше, ежели бы переработка осуществлялась. Уровень радиоактивности в отходах после переработки намного меньше и примерно через 100 лет падает намного быстрее, чем в ОЯТ. Кроме того, наличие в ОЯТ плутония требует более тщательной охраны. Переработкой отработавшего топлива занимаются в России, Бельгии, Франции, Великобритании, Швейцарии, Китае и Японии. Сегодня переработка может быть экономически невыгодна, что по видимому является одной из причин по которой в других странах (США, Канаде, Швеции, Финляндии) еще не занимаются переработкой ОЯТ, чтобы использовать его в качестве ресурса, а не отходов.

Первоначально переработка облученного топлива была предназначена для получения оружейного плутония. Ежегодно ~70 т плутония, содержащегося в использованном топливе, извлекается из реакторов. В результате переработки может быть восстановлено до 95% урана и плутония, содержащихся в облученном топливе. При переработке устраняются долгоживущие продукты деления, а объем отходов уменьшается приблизительно на 90%. Стандартным методом переработки облученного топлива является технология PUREX (Plutonium and Uranium Recovery by EXtraction). Это метод водно-водяной экстракции. Сначала плутоний и уран отделяют от продуктов деления. Для производства MOX-топлива плутоний затем отделяют от урана. Дальнейшие манипуляции с плутонием стараются производить как можно оперативнее, чтобы избежать проблем, связанных с короткоживущими изотопами плутония, в частности с 241Pu (Т1/2 =14.1 л), который распадается в 241Am, являющийся гамма-излучателем. После 5 лет выдержки в плутонии будет около 3% 241Am, что затруднит работу.

MOX-топливо

MOX-топливо (Mixed-Oxide fuel) получают смешиванием выделенного из ОЯТ плутония с природным, обогащенным или обедненным ураном, например UO2 и PuO2 или (U,Pu)O2. Содержание PuO2 может варьироваться от 1.5 до 25-30 весовых процентов. Доля MOX-топлива в ядерном топливе, использовавшемся в 2017 г. была около 5%.

В извлеченном из отработавшего топлива плутонии треть приходится на "инертный" к тепловым нейтронам Pu-240. Вследствие этого, выделенный из облученного топлива плутоний оказывается малопригодным для производства ядерных зарядов. Положительной чертой MOX-топлива является то, что оно позволяют сжигать оружейный плутоний.

Однократное извлечение плутония из отработавшего топлива и его использование в MOX-топливе, а также повторное использование урана увеличивает энергетический выход на тонну добытого урана на 25%.

MOX-топливо является альтернативой низкообогащенному урановому топливу, обычно используемому в легководных реакторах на медленных нейтронах. Так смесь 7% плутония и 93% урана ведет себя почти также как и обычное урановое топливо. Однако, плутониевые изотопы требуют больше нейтронов, что требует модификации систем управления реактором. Динамика процесса деления с МОХ-топливом несколько отличается от деления с чистым ураном. Реактор, использующий МОХ-топливо как правило требует модернизации. В частности, вводится бόльшее число управляющих стержней.

Другой вариант МОХ-топлива − это смесь обедненного урана с торием, из которого получается делящийся под действием тепловых нейтронов 233U.

У большинства реакторов доля MOX-топлива около одной трети, но у некоторых эта доля составляет до 50%. Большие количества MOX-топлива требуют значительных изменений или специально спроектированного реактора.

После одного или двух прохождений через реактор, плутоний настолько загрязняется изотопами тяжелее Pu-239, что его выделение становится сложной технической задачей. В тепловых реакторах обычно используется только однократное использование MOX-топлива. Содержание не сгоревшего плутония в MOX-топливе в реакторе на тепловых нейтронах значительно, более 50% первоначального количества. В процессе сжигания MOX отношение изотопов, делящихся под действием тепловых нейтронов, к неделящимся падает от приблизительно от 65% до 20%. Это делает попытки выделения делящихся изотопов в каждом последующем поколении MOX все более сложным. Использованное MOX-топливо по сравнению с "обычным" ОЯТ содержит больше минорных актинидов и изотопов плутония с четными атомными номерами, которые не делятся тепловыми нейтронами.

Наиболее эффективно использовать МОХ-топливо в реакторах на быстрых нейтронах.

REMIX-топливо

Топливо REMIX (Regenerated Mixture) производится из уран-плутониевой смеси, выделенной из отработавшего ядерного топлива, куда добавляют обогащенный уран. Это дает топливо с примерно 1% Pu-239, 4% U-235 и и ~95% остальных изотопов урана, в основном U-238. Через четыре года работы в топливе REMIX содержится около 2% Pu-239 и 1% U-235. После переработки ОЯТ и соответствующего дообогащения РЕМИКС-топливо может многократного возвращаться в реактор, что приводит к существенному сокращению темпов накопления ОЯТ. Возрастающие концентрации четных изотопов урана и плутония в ОЯТ, которые не делятся тепловыми нейтронами, может компенсироваться обогащенным ураном с увеличивающимся уровнем обогащения.

Нейтронно-физические характеристики активной зоны реактора ВВЭР‑1000 при полной загрузке REMIX и традиционным урановым топливом практически не отличаются. Поскольку эти характеристики влияют на безопасность работы реактора, можно говорить о принципиальной возможности полной загрузки реактора ВВЭР‑1000 РЕМИКС-топливом. REMIX можно многократно перерабатывать в действующих реакторах ВВЭР-1000.

Использование REMIX-топлива позволяет замкнуть цикл по плутонию в тепловых реакторах (теоретически - Прим. ВИВас) и тем самым приостановить процесс его накопления или даже сократить его запасы. Использование REMIX-топлива позволит снизить потребление природного урана на 20–25%. Кроме того, позволяет лучше использовать топливный потенциал ОЯТ, но нуждается в высоко обогащенном уране (например - оружейном).

Частичная переработка ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах позволяет эффективней использовать природный уран. MOX/REMIX технологии позволяют извлечь из него приблизительно на 25-30% больше энергии, чем в однократном топливном цикле, экономить природный уран − на ~12.5% для MOX и на ~22% для REMIX. Существенно сокращается объем отходов (раза в 4), быстрее спадает их активность. Однако, цена производства MOX/REMIX высока. Это топливо сегодня в три раза дороже полученного из природного урана.

Источник: http://nuclphys.sinp.msu.ru/ne...