ЗАМЫКАНИЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА И ТЕНДЕНЦИИ В ФОРМИРОВАНИИ НУКЛИДНОГО СОСТАВА ТОПЛИВА В СИСТЕМЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ ДЕЛЕНИЯ. ПОТЕНЦИАЛЬНАЯ РОЛЬ ГИБРИДНЫХ СИНТЕЗ-ДЕЛЕНИЕ РЕАКТОРОВ

Накопление ОЯТ в топливном цикле ЯЭ и тенденции в формировании нуклидного состава урана при его рециклировании

Как известно, к настоящему времени в ЯЭ планеты уже накоплено свыше 230 000 тонн облученного ядерного топлива (ОЯТ) [1.1]. Бассейны выдержки при АЭС почти заполнены выгруженными тепловыделяющими сборками с ОЯТ. Замыкание ЯТЦ и радиохимическая переработка ОЯТ высвободят (за вычетом продуктов деления) около 220 000 тонн урана (U), плутония (Ри) и младших актинидов (МА). Из них доминирующая часть - регенерируемый уран (регенерат). Этот регенерат рассматривается как сырье, которое появится в нашем распоряжении для последующего использования в крупномасштабной ЯЭ. Причем следует заметить, что этого “сырья” - регенерата урана - хватит (при полном его вовлечении) для заполнения топливного цикла крупномасштабной ЯЭ суммарной мощностью около 1500 ГВт (эл.), т.е. примерно в четы- пе раза большей мощности, чем мировая ЯЭ сегодняшнего уровня.

Приблизительно пятая часть этого количества регенерата может быть использована в тепловых реакторах в виде низкообогащенно- го урана (после обогащения). Оставшиеся 4/5 этого количества останется в виде отвального урана для заполнения топливного цикла.

Предполагается, что крупномасштабная ЯЭ по структуре будет содержать реакторы на быстрых нейтронах, которые в своем топливном балансе не будут нуждаться в подпитке делящимся материалом, и тепловые реакторы. При этом в качестве топлива тепловых реакторов может использоваться регенерат урана (возможно после обогащения), а также и плутоний. В этом случае изотопный состав регенерата можно будет представить в виде двух компонент: ( и+ U), первая из которых ( U) - минорная

лог лл/ лло

(малая доля), а вторая ( ’ ’ U) - основная [1.2]. “Центр тяжести” топливного цикла будет лежать в использовании плутония как делящегося материала.

Для дальнейшего роста мировой ЯЭ, если и потребуется, то относительно небольшая добыча природного урана. Это следует из того, что последующее использование природного урана станет все более и более экономным, поскольку практически весь добываемый уран будет эффективно использоваться, главным образом, через превращение в плутоний с последующим его сжиганием. Для мировой ЯЭ масштаба 10 000 ГВт (эл.), т.е. в 20 с лишним раз больше, чем сейчас, потребуется добывать природного урана 10-15 тыс. тонн в год, т.е. меньше, чем добывается сейчас. Именно в условиях практически полного сжигания и проявится свойство чрезвычайно высокой теплотворной способности ядерного топлива.

Однако невысокая глубина выгорания уранового топлива в тепловых реакторах, на уровне 5-7% т.а. (т.а. - тяжелые атомы), потребует (15-20)-кратного рецикла топлива, т.е. большого масштаба операций с радиоактивным материалом во внешнем топливном цикле (исключением здесь могут быть высокотемпературные газографитовые реакторы в варианте с насыпной активной зоной, чье микротопливо можно будет подвергнуть сверхглубокому выгоранию [1.3]). Этот большой объем технологических операций можно охарактеризовать как одно из “узких мест” глобального ядерного топливного цикла.

Помимо этого, нужно учитывать, что для завоевания позиций в мире крупномасштабная ЯЭ будет распространяться в развивающиеся страны, в регионы, удаленные от индустриально развитых стран, владеющих ядерной технологией. При наличии этих объективных тенденций функционирование ЯЭ в замкнутом топливном цикле столкнется с проблемой доставки свежего топлива разбросанным по миру энергетическим реакторам, транспортировкой ОЯТ в центры переработки и регенерации топлива. Это - еще одно “узкое место” глобального замкнутого топливного цикла. И технологии, которые обеспечат длительные топливные кампании, радикальное снижение топливных потоков в глобальной системе ядерного топливного цикла, можно рассматривать как технологии повышенного экспортного потенциала.

Нельзя также не учитывать, что с ростом масштаба ЯЭ с замкнутым топливном циклом станет все более отчетливо проявляться тревожная пропорция, когда будет осуществляться рециклирование тысяч тонн плутония в составе топлива в глобальном масштабе, в то время как для создания даже примитивного ядерного взрывного устройства считается достаточным иметь 10-20 кг реакторного плутония [1.4, 1.5]. Проблема защищенности ядерных материалов - это еще одно “узкое место” глобального топливного цикла.

Как показывают исследования [1.2, 1.6, 1.7], введение гибридных термоядерных реакторов синтез-деление (ГТР синтез-деление) в структуру топливного цикла ЯЭ может существенным образом изменить указанные тревожные тенденции. При этом главная функция таких ГТР синтез-деление будет состоять не столько в эффективной генерации энергии или интенсивной наработке 239Ри, сколько в формировании предпочтительного нуклидного состава топлива для ядерных реакторов в топливном цикле, благодаря уникальному потенциалу термоядерных нейтронов (ОТ)-реакции синтеза.

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ   ОРИГИНАЛ     След >