28. Mavzu: aes larda ishlatib bo’lingan yadro yoqilg’isining radioaktivligini kamaytirish usullari. Yoqilg’i siklida muhandislik va ekologik xavfsizlik masalalari

7.17-jadval BN-800 o'lchamlarida tezkor reaktorlarning yadrosi tavsifi

Модель	Параметр	Объемная доля топлива	Среднее обогащение по Рu,%	Выжигание актиноидов, кг/(ГВт·год)
1	Топливо с повышенным обогащением по плутонию	0,29	37	57
2	Топливо на основе инертной матрицы без 238U	0,10	100	110

7.18-jadval. Ishlab chiqarilgan aktinidlar soni, kg / (yiliga GVt)

Топливо	Плутоний						Непту- ний		Америций			Кюрий
Атомный вес	238	239	240	241	242	237		241		243	242		244	245
Урановое топливо	2,8	121,7	53,2	27,5	12,8	7,1		6,4		2,6	-		1,0	-
Смешанное МОХ-топливо	6,8	160,1	96,7	56,9	31,8	11,2		8,0		9,1	0,05		4,0	0,2

7.19-jadval VVER tizimidagi yoqilg'ining barqaror holati - tezkor reaktor, kg / t

Изотоп	Модель 1					Модель 2
	Выгорание, 10%		Выгорание, 20%		Выгорание, 50%
	1 год	3 года	1 год	3 года	1 год		3 года
235U	2,4	2,3	2,1	2,1	-		-
238U	564,1	575,9	521,4	516,4	-		-
238Pu	12,3	14,7	13,5	15,0	46,6		53,5
239Pu	151,4	153,8	170,1	171,6	249,0		250,1
240Pu	137,6	140,3	153,6	155,5	358,7		358,3
241Pu	30,0	26,6	38,1	35,6	80,2		67,9
242Pu	38,6	38,4	47,3	47,4	118,6		119,0
237Np	6,0	6,3	8,0	8,2	17,1		17,8
241Am	12,4	17,9	13,8	17,6	47,2		62,1
242Am	0,7	0,9	0,7	0,8	3,0		3,5
243Am	14,3	14,3	18,0	18,2	46,6		43,7
242Cm	0,2	0,02	0,2	0,02	0,6		0,06
244Cm	7,8	6,8	10,4	9,1	26,3		20,1
245Cm	2,1	1,8	2,7	2,5	5,3		4,0

7.20-jadval. Atsinidlari bitta tezkor reaktor yordamida ishlatilishi mumkin bo'lgan VVER-1000lar soni.

Модель	Выгорание в быстром реакторе, %
	10	20	50
1	1,5(1)*	1,7 (-1,05)	2,6 (2,6)

Qavslar ichida - plutoniyni 30% yuklash bilan VVR.
Tez BN tipidagi reaktorga o'rnatilgan energiya plutoniyini yoqilg'i yig'indilarida 238 U xom ashyosidan sputativ ravishda ajratish mumkin, unda plutoniy ko'payadi va yoqilg'i va xom yoqilg'i elementlari turli xil texnologiyalar yordamida qayta ishlanishi mumkin.

Yoqilg'i quyish moslamasining zarur texnologik xususiyatlari inert seyreltici (o'rtacha atom massasiga ega, yuqori issiqlik o'tkazuvchanligi va yadroda mo'tadil neytronni yutish tasavvurlariga ega metallar) yordamida ta'minlanadi.

Bunday reaktorning yonilg'i quyish shoxlarini yoqilg'ida qayta ishlash og'ir elementlarni ajratmasdan soddalashtirilgan texnologiya yordamida amalga oshiriladi va barcha qoldiq aktinidlarni SAFR va PRISM reaktorlarida ko'zda tutilgan yangi yoqilg'i quyish shoxobchalariga o'rnatish tavsiya etiladi va AQShdagi EBR-II reaktorida qayta ishlangan.

Yoqilg'i elementlarini to'ldirishning asosiy maqsadi yonilg'i matritsasining ishchi xususiyatlarini tiklash, yukni transuran elementlar bilan to'ldirish va og'ir elementlarning chiqindilar bilan minimal yo'qotilishini hisobga olish kerak. Barcha transuranik elementlar saqlanib qolgan nurlanish va yoqilg'ini qayta ishlash tsiklidan so'ng, ushbu elementlar yoqilg'i elementlariga estrodiol yoqilg'i to'plamining reaktivligini saqlashga mos keladigan miqdorda yuklanadi. Nurlanish davrlari orasidagi yoqilg'ini saqlash muddati taxminan 2 yil.

7.46-rasmda uran yoqilg'isi (UO₂) yoki uning yadrosi aralash uran-plutoniy (MOX) yoqilg'isi bilan va ikki xil yadroga ega tez neytronli reaktor bilan VVER-1000 termal neytron reaktorining diagrammasi ko'rsatilgan (diagramma). jadval 7.17) va 7.18-jadvalda ishlab chiqarilgan aktinidlar soni ko'rsatilgan.
Tizimda yoqilg'ini qayta ishlashda tezkor reaktorni yuklashga o'tadigan yoqilg'ida aktinidlar tarkibining sekin o'sishi kuzatiladi. Vran bilan uran yoqilg'ida ishlaydigan tezkor reaktorning 1-modeli uchun muvozanat izotopik tarkibi ~ 17 tsikldan keyin, tezkor reaktorning 2-modeli uchun 25 tsikldan keyin o'rnatiladi. Yoqilg'ining muvozanat tarkibi uran yoqilg'isi bilan VVER-1000 sarflangan yadroviy yoqilg'idan foydalanganda Np, Am, C fraktsiyasining 10–13% gacha va uran-plutoniyning MOX yoqilg'isi bilan 30% yuklangan VVER-1000 sarflangan yoqilg'ini ishlatishda 15–17% gacha ko'tarilishi bilan tavsiflanadi. 7.19 jadvalda uranning termal yoqilg'i tizimida ishlaydigan tezkor reaktorga kiradigan yoqilg'ining muvozanat tarkibi ko'rsatilgan.
Aktinidlari BN-800 reaktorini yopiq yoqilg'i aylanish versiyasida ishlaganda yo'q qilishga qodir bo'lgan VVER-1000 soni 7.20-jadvalda keltirilgan.

Beloyarsk AESda BN-800 reaktor valini o'rnatish (Rossiya)

Aktinidlar bilan yopilgan yoqilg'i tsiklidagi reaktorlar tizimining muhandislik va ekologik xavfsizligi masalalari:


Muhandislik nuqtai nazaridan (reaktorning xavfsizligi, yonilg'i bilan ishlov berish) va umuman atrof-muhitning samaradorligi nuqtai nazaridan tahlil qilingan reaktor tizimining xavfsiz ishlashi shart.
VVER-da aralash yoqilg'iga o'tish hozirgi vaqtda ishlatiladigan CPS organlarining samaradorligini pasayishi bilan bog'liq (neytron spektrini kuchaytirish va so'riladigan materiallarda assimilyatsiya kesimini kamaytirish), uran va plutoniy yoqilg'isi chegaralarida notekis issiqlik hosil bo'lishi (yoqilg'ini boyitish uchun profil kerak). Ushbu omillar aralash yoqilg'ining yadroga hozirda ruxsat etilgan yuklanishini cheklaydi (30% gacha), ammo shunga qaramay, VVER xavfsizligi muammolari hal qilinishiga shubha yo'q va xorijiy issiqlik reaktorlarida plutoniyni qo'llash tajribasi buni tasdiqlaydi.


Selektsioner reaktordan aktinid-burner reaktoriga o'tish xavfsizlik va foydalanish xususiyatlari bilan bog'liq qo'shimcha muammolarning paydo bo'lishi bilan birga keladi, ammo kontseptual darajada echimlar topilgan. Shunday qilib, oshgan versiyada qo'shimcha yutgichlarni kiritish yoki yoqilg'i hajmini kamaytirish orqali bajarilishi mumkin bo'lgan yoqilg'ini söndürmekle, Dopler effekti va reaktivlikning natriy bo'shliq ta'siri kamayadi. Biroq, Dopler effekti qabul qilinadigan chegaralar darajasida kamayadi va bundan tashqari, ba'zi bir avariya holatlarida reaktorning o'zini himoya qilish yaxshilanadi. Qanday bo'lmasin, BN-800 ning tarkibiy o'lchamlarida kerakli ishlash xususiyatlari bilan xavfsizlikka erishish usullari mavjud.
238U bo'lmagan qizdirish reaktorida yoqilg'iga asoslangan yadrodan foydalanish Doppler effektining pasayishi va energiya chiqarish maydonining notekisligi oshishi kabi muammolar bilan bog'liq. Birinchi muammoni yoqilg'iga rezonansli absorberlarni qo'shish orqali hal qilish mumkin, ikkinchisi - maxsus haddan tashqari zanjir yordamida.


Issiqlik reaktorida tez aylanadigan reaktor tizimida aylanadigan yoqilg'ining muvozanat tarkibini ko'rib chiqishda eng muhim mezonlardan biri bu yonilg'i aralashmasining issiqlik bilan ajralib chiqishi (radiatsiyaviy xavfsizlik masalalari himoya qilishni optimallashtirish orqali hal qilinadi). 7.21 jadvalda tezkor reaktorlarga nisbatan yangi va muvozanatli yoqilg'i tarkibining energiya chiqishi nuqtai nazaridan reaktor tizimining ko'rib chiqilgan variantlarini hisoblash tahlili natijalari ko'rsatilgan.
7.21-jadval. Yangi va barqaror ishlaydigan tezkor reaktorning yoqilg'ining energiya chiqishi, Pu / kg Pu

Топливо ВВЭР	Модель	Выгорание, %
		10					20						50
		Свежее	Установивше- гося состава			Свежее			Установивше- гося состава			Свежее			Установивше- гося состава
			1 год	3 года	1 год				3 года				1 год		3 года
Уран	1 2	24,1	81,3	74,5	24,1			88,3		80,5	23,7			171,7		96,9
30%Рu	1 2	45,1	114,6	103,2	45,1			125,2		109,7	44,2			290,6		165,4

Tez reaktorli tizimda ishlaydigan VVER uranining varianti uchun muvozanat yoqilg'isining tarkibidagi energiya chiqishi yangi hosil bo'lgan energiya chiqindilaridan 3-3,5 baravar yuqori. Bundan tashqari, u ruxsat etilgan qiymatdan oshadi, energiyaning 70% i kurium izotoplari tomonidan chiqariladi. Sarflangan yoqilg'ining qarishi 238 U bo'lmagan yoqilg'i bilan ishlaydigan tezkor reaktorni tanlash uchun eng muhimdir (2-jadvalga, 7.19-jadvalga qarang) Shunday qilib, uran yoqilg'isiga va tezkor reaktorlarga VVER bilan yopiq yonilg'i aylanishini tashkil qilishda sarf qilingan yoqilg'idan korium izotoplarini olish tavsiya etiladi. . VVER-da 30% aralash yoqilg'i ishlatilganda, issiqlik chiqishi yangi yoqilg'idagi ruxsat etilgan qiymatdan oshadi (241 Am va 244 C tufayli). Shuning uchun, tezkor reaktor-burnerlarning yopiq yonilg'i aylanishini tashkil qilishda muammoning umumiy bayonida muvozanatli yonilg'i tarkibiga ega bo'lgan yoqilg'i to'plamlarining energiya chiqishi va faolligini pasaytirish uchun kurium izotoplarini ajratish masalasini hal qilish kerak.
Tizimning xavfsizligini oshirish uchun aralash yoqilg'i ishlab chiqaradigan zavodni, radiokimyoviy zavodni va tezkor reaktorni bitta yopiq joyda joylashtirish tavsiya etiladi.

Bunday holda, saytga faqat VVER sarflagan yoqilg'i etkazib beriladi va plutoniy va Np, Am, Cm yoqib yoqilg'i bilan ishlov berish muvozanat yoki muvozanat yoqilg'i tarkibiga yaqinlashishi bilan amalga oshiriladi. Ushbu yoqilg'i atom stantsiyasida yoqilg'i yig'ish qismi sifatida (tegishli xavfsizlik to'siqlari bo'lgan sarf qilingan yoqilg'i standartida) saqlanadi yoki qayta ishlash va tozalash muhitida (yana cheklangan hududda) saqlanadi. Ta'kidlash joizki, yadro yoqilg'isi tsiklining oxirgi bosqichida yuqori darajadagi xavfsizlik va atrof-muhitni muhofaza qilish bilan sarflangan yoqilg'i, yuqori darajadagi chiqindilar va plutoniy bilan ishlash tajribasi mavjud.

Masalan, Cape Ag dagi Frantsiya qayta ishlash zavodida radiatsiyaning o'rtacha individual dozasi yiliga 0,26 mSv (1994 yil) yoki tabiiy fonning 10 foizini tashkil qiladi.
Ko'rib chiqilgan reaktor tizimining umumiy ekologik samaradorligini tahlil qilish natijalari 7.47-rasmda keltirilgan. 3 va 1-sonli bog'liqliklar aktinidlarning (Pu + Np, Am, Cm) uran va aralash yoqilg'iga nisbatan VVER-1000 ga nisbatan radioaktivligi vaqtining ko'payishini ko'rsatadi. Radioaktiv chiqindilar vaqtincha saqlash yoki yo'q qilish uchun utilizatsiya qilinishi kerak.


2, 4-sonli egri chiziqlar reaktorlar tizimining aktinidlarning radiotoksikligiga ko'ra muvozanat holatiga bosqichma-bosqich o'tishini ko'rsatadi, ba'zi vaqtlardan boshlab reaktorlarning ishlash davomiyligidan qat'i nazar, aktinidlar soni doimiy bo'lib qoladi. Shunday qilib, atom energiyasi tizimi, shu jumladan termal va tezkor reaktorlar va aktinidlar (plutoniy, neptuniy, amerium) uchun yopiq yoqilg'i tsiklida ishlaydiganlar ekologik jihatdan samarali.


Reaktorlar sonining nisbati aniqlanadi, bunda termal reaktor (VVER tipidagi) aktinidlarni etkazib beruvchidir, tezkor esa yadroviy yoqilg'ida Np, Am, Cm turg'un holati sharoitida ularni yoqishdir. Ko'rib chiqilayotgan reaktor tizimi uchun aktinoid reaktorni yoqish xavfsizligi, shuningdek sarf qilingan yoqilg'ini boshqarishda xavfsizlikning ilmiy va texnik asoslari mavjud, bunga faqat kurium yoqilg'idan ajratilgan taqdirdagina erishish mumkin, uni qayta ishlash alohida ko'rib chiqishni talab qiladi. Tizimning umumiy ekologik xavfsizligi yondiruvchi reaktorlar va yangi yoqilg'i quyish zavodlari bir joyda joylashganida eng samarali hisoblanadi.

Rasm 7.47. Ochiq yoqilg'i aylanishida issiqlik reaktorlari va yopiq issiqlik va tezkor reaktorlar tizimida hosil bo'lgan chiqindilarning yaxlit faolligidagi o'zgarishlar: 1 - VVER (U + 30% Pu); 2 - VVR (U + 30% Pu) + tezkor reaktor; 3 - BBP (U); 4 - VVR (U) + tezkor reaktor

Plutoniyni kichik aktinidlar (Pu + MA) bilan parchalanish (yonish) jarayonlarida yo'q qilish uchun yadro yoqilg'isi tsiklini yopishga qodir bo'lgan sanoat tez neytron reaktorlarini yaratish qariyb 40 yilda kutilmoqda.


Shu vaqt ichida bunday reaktorlarning dastlabki zaryadlari uchun (~ 4 t / GVt) plutoniyning massasini yaratish kerak. SNFni qayta ishlash va undan plutoniyni olish xarajatlari ochiq tsikl qiymatidan ~ 4 baravar ko'p bo'lgan bunday tsiklning iqtisodini deyarli aniqlab beradiganligi sababli, termal neytron reaktorlarining SNF-ni qayta ishlash uchun keyingi ishlab chiqarishni yaratish va ishlatish uchun zarur bo'lgan vaqtdan foydalanish kerak.

Plutoniyning energiya potentsialidan foydalanish bilan bog'liq atom energiyasini rivojlantirishning iqtisodiy maqsadga muvofiq uzoq muddatli strategiyasi, undan olingan plutoniy yangi turdagi tezkor reaktorlarni dastlabki yuklash uchun ishlatilgunga qadar sarf qilingan yadro yoqilg'isini qayta ishlashni o'nlab yillar davomida kechiktirishni talab qiladi. Shu bilan birga, bugungi kunda qayta ishlash jarayonining xarajatlari chegirma tufayli keskin kamaymoqda. F yillar davomida xarajatlarni ta'minlash uchun diskontlash metodologiyasiga muvofiq, bugungi kunda investitsiyalarga (P) miqdorida hissa qo'shish kerak.

Р = F /(l+ d) ^T,

bu erda d - chegirma darajasi, T - hodisani kechiktirish.

Diskont stavkasi d = 8% va o'rtacha imtiyoz davri 40 yil bo'lsa, K = (l + d) T chegirma koeffitsienti taxminan 25 ni tashkil qiladi. Bunday holda 40 yil davomida zarur bo'lgan SNFni to'plash uchun bugungi kunda 30 dollarni / kg og'ir atomlarni sarflash kifoya qiladi 800 dollar. / (Kg og'ir atomlari).



Atom elektr stantsiyalari uchun yadro yoqilg'i idishlari (Novosibirsk kimyoviy kontsentratlar zavodi)