Сжигание отходов ядерного топлива быстрыми нейтронами в электроядерной энергетической установке − альтернатива геологическому захоронению: случай Украины

Проблема ликвидации радиоактивных отходов ядерной энергетики рассматривается с точки зрения 3-х аспектов: экономической целесообразности, воздействия на окружающую среду и безопасности по отношению к взрыву. Представляется наиболее эффективный метод сжигания трансурановых элементов и трансмутации...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Datum:	2004
Hauptverfasser:	Бомко, В.А., Егоров, А.М., Зайцев, Б.В., Кобец, А.Ф.
Format:	Artikel
Sprache:	Russian
Veröffentlicht:	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2004
Schriftenreihe:	Вопросы атомной науки и техники
Schlagworte:	Электроядерный метод получения энергии
Online Zugang:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80424
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Сжигание отходов ядерного топлива быстрыми нейтронами в электроядерной энергетической установке − альтернатива геологическому захоронению: случай Украины / В.А. Бомко, А.М. Егоров, Б.В. Зайцев, А.Ф. Кобец // Вопросы атомной науки и техники. — 2004. — № 4. — С. 43-50. — Бібліогр.: 18 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-80424
record_format	dspace
spelling	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-804242025-02-10T00:51:43Z Сжигание отходов ядерного топлива быстрыми нейтронами в электроядерной энергетической установке − альтернатива геологическому захоронению: случай Украины Спалювання відходів ядерного пального швидкими нейтронами в електроядерній енергетичній установці - альтернатива геологічному захованню: випадок України Incineration of the nuclear waste with fast neutron in the energy amplifier as alternativ geologic storadge: the case of Ukraine Бомко, В.А. Егоров, А.М. Зайцев, Б.В. Кобец, А.Ф. Электроядерный метод получения энергии Проблема ликвидации радиоактивных отходов ядерной энергетики рассматривается с точки зрения 3-х аспектов: экономической целесообразности, воздействия на окружающую среду и безопасности по отношению к взрыву. Представляется наиболее эффективный метод сжигания трансурановых элементов и трансмутации наиболее опасных продуктов деления ядер в электроядерных энергетических установках (ЭЯЭУ), в основе которых лежит комплекс ускоритель - подкритический реактор на быстрых нейтронах. Приведены результаты расчетов перспектив выработки дополнительной энергии и движения компонентов отходов ядерного топлива для находящихся в эксплуатации на Украине реакторов в течение номинального срока эксплуатации 40 лет. Проблема ліквідування радіоактивних відходів ядерної енергетики розглядається в 3-х аспектах: економічної доцільності, впливу на оточуюче середовище і безпеки відносно до вибуху. Представлено найефективніщий метод спалювання трансуранових елементів і трансмутації найнебезпечніших продуктів поділу ядер в електроядерних енергетичних установках (ЕЯЕУ), в основі яких лежить комплекс прискорювач - підкритичний реактор на швидких нейтронах. Наведено результати розрахунків перспектив вироблення додаткової енергії і просування компонентів віходів ядерного пального для реакторів, що знаходяться в експлуатації в Україні, протягом номінального часу експлуатації 40 років. The problem of nuclear wastes is accounted from the viewpoint of 3 aspects: ecological expediency, influence on the environment, and safety with respect to explosion. The most efficient method is burning of the wastes in the Energy Amplifier, which is based on the complex of the reactor-accelerator. The goal of this paper is to scope the de velopment of complex techniques of the transuranic elements (TRU) incineration, and transmutation most hazardous long-lived radionuclides, fragments of nuclear fission. eliminated with the heat removal through the natural convection of air. The main part of the work is associated with setting up the problem for Ukrainian nuclear energetics: the nuclear waste incineration as an alternative to the geological disposal. 2004 Article Сжигание отходов ядерного топлива быстрыми нейтронами в электроядерной энергетической установке − альтернатива геологическому захоронению: случай Украины / В.А. Бомко, А.М. Егоров, Б.В. Зайцев, А.Ф. Кобец // Вопросы атомной науки и техники. — 2004. — № 4. — С. 43-50. — Бібліогр.: 18 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80424 621.039.5 ru Вопросы атомной науки и техники application/pdf Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
topic	Электроядерный метод получения энергии Электроядерный метод получения энергии
spellingShingle	Электроядерный метод получения энергии Электроядерный метод получения энергии Бомко, В.А. Егоров, А.М. Зайцев, Б.В. Кобец, А.Ф. Сжигание отходов ядерного топлива быстрыми нейтронами в электроядерной энергетической установке − альтернатива геологическому захоронению: случай Украины Вопросы атомной науки и техники
description	Проблема ликвидации радиоактивных отходов ядерной энергетики рассматривается с точки зрения 3-х аспектов: экономической целесообразности, воздействия на окружающую среду и безопасности по отношению к взрыву. Представляется наиболее эффективный метод сжигания трансурановых элементов и трансмутации наиболее опасных продуктов деления ядер в электроядерных энергетических установках (ЭЯЭУ), в основе которых лежит комплекс ускоритель - подкритический реактор на быстрых нейтронах. Приведены результаты расчетов перспектив выработки дополнительной энергии и движения компонентов отходов ядерного топлива для находящихся в эксплуатации на Украине реакторов в течение номинального срока эксплуатации 40 лет.
format	Article
author	Бомко, В.А. Егоров, А.М. Зайцев, Б.В. Кобец, А.Ф.
author_facet	Бомко, В.А. Егоров, А.М. Зайцев, Б.В. Кобец, А.Ф.
author_sort	Бомко, В.А.
title	Сжигание отходов ядерного топлива быстрыми нейтронами в электроядерной энергетической установке − альтернатива геологическому захоронению: случай Украины
title_short	Сжигание отходов ядерного топлива быстрыми нейтронами в электроядерной энергетической установке − альтернатива геологическому захоронению: случай Украины
title_full	Сжигание отходов ядерного топлива быстрыми нейтронами в электроядерной энергетической установке − альтернатива геологическому захоронению: случай Украины
title_fullStr	Сжигание отходов ядерного топлива быстрыми нейтронами в электроядерной энергетической установке − альтернатива геологическому захоронению: случай Украины
title_full_unstemmed	Сжигание отходов ядерного топлива быстрыми нейтронами в электроядерной энергетической установке − альтернатива геологическому захоронению: случай Украины
title_sort	сжигание отходов ядерного топлива быстрыми нейтронами в электроядерной энергетической установке − альтернатива геологическому захоронению: случай украины
publisher	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
publishDate	2004
topic_facet	Электроядерный метод получения энергии
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80424
citation_txt	Сжигание отходов ядерного топлива быстрыми нейтронами в электроядерной энергетической установке − альтернатива геологическому захоронению: случай Украины / В.А. Бомко, А.М. Егоров, Б.В. Зайцев, А.Ф. Кобец // Вопросы атомной науки и техники. — 2004. — № 4. — С. 43-50. — Бібліогр.: 18 назв. — рос.
series	Вопросы атомной науки и техники
work_keys_str_mv	AT bomkova sžiganieothodovâdernogotoplivabystrymineitronamivélektroâdernoiénergetičeskoiustanovkealʹternativageologičeskomuzahoroneniûslučaiukrainy AT egorovam sžiganieothodovâdernogotoplivabystrymineitronamivélektroâdernoiénergetičeskoiustanovkealʹternativageologičeskomuzahoroneniûslučaiukrainy AT zaicevbv sžiganieothodovâdernogotoplivabystrymineitronamivélektroâdernoiénergetičeskoiustanovkealʹternativageologičeskomuzahoroneniûslučaiukrainy AT kobecaf sžiganieothodovâdernogotoplivabystrymineitronamivélektroâdernoiénergetičeskoiustanovkealʹternativageologičeskomuzahoroneniûslučaiukrainy AT bomkova spalûvannâvídhodívâdernogopalʹnogošvidkimineitronamivelektroâderníienergetičníiustanovcíalʹternativageologíčnomuzahovannûvipadokukraíni AT egorovam spalûvannâvídhodívâdernogopalʹnogošvidkimineitronamivelektroâderníienergetičníiustanovcíalʹternativageologíčnomuzahovannûvipadokukraíni AT zaicevbv spalûvannâvídhodívâdernogopalʹnogošvidkimineitronamivelektroâderníienergetičníiustanovcíalʹternativageologíčnomuzahovannûvipadokukraíni AT kobecaf spalûvannâvídhodívâdernogopalʹnogošvidkimineitronamivelektroâderníienergetičníiustanovcíalʹternativageologíčnomuzahovannûvipadokukraíni AT bomkova incinerationofthenuclearwastewithfastneutronintheenergyamplifierasalternativgeologicstoradgethecaseofukraine AT egorovam incinerationofthenuclearwastewithfastneutronintheenergyamplifierasalternativgeologicstoradgethecaseofukraine AT zaicevbv incinerationofthenuclearwastewithfastneutronintheenergyamplifierasalternativgeologicstoradgethecaseofukraine AT kobecaf incinerationofthenuclearwastewithfastneutronintheenergyamplifierasalternativgeologicstoradgethecaseofukraine
first_indexed	2025-12-02T08:37:12Z
last_indexed	2025-12-02T08:37:12Z
_version_	1850384981268889600
fulltext	УДК 621.039.5 СЖИГАНИЕ ОТХОДОВ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА БЫСТРЫМИ НЕЙ- ТРОНАМИ В ЭЛЕКТРОЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКЕ − АЛЬТЕРНАТИВА ГЕОЛОГИЧЕСКОМУ ЗАХОРОНЕНИЮ: СЛУЧАЙ УКРАИНЫ В.А. Бомко, А.М. Егоров, Б.В. Зайцев, А.Ф. Кобец ННЦ «Харьковский физико-технический институт» 61108, Харьков, ул. Академическая, 1, Украина Проблема ликвидации радиоактивных отходов ядерной энергетики рассматривается с точки зрения 3-х ас- пектов: экономической целесообразности, воздействия на окружающую среду и безопасности по отношению к взрыву. Представляется наиболее эффективный метод сжигания трансурановых элементов и трансмутации наиболее опасных продуктов деления ядер в электроядерных энергетических установках (ЭЯЭУ), в основе ко- торых лежит комплекс ускоритель - подкритический реактор на быстрых нейтронах. Приведены результаты расчетов перспектив выработки дополнительной энергии и движения компонентов отходов ядерного топлива для находящихся в эксплуатации на Украине реакторов в течение номинального срока эксплуатации 40 лет. ВВЕДЕНИЕ Растущее накопление отходов топлива ядерных реакторов представляет собой проблему, которая вскоре может стать одной из главных причин отказа от использования ядерной энергетики, что уже име- ет место в некоторых ведущих в экономическом плане странах. И это происходит, несмотря на се- рьезную угрозу нарушения равновесия атмосферных процессов, вследствие огромного количества СО2, выделяемого при сжигании ископаемого углеводо- родного топлива. Угроза загрязнения окружающей среды становится политической проблемой, так как она сильно задевает широкую общественность. Коли- чество радиоактивных отходов, наработанных на ядерных реакторах мира, общей электрической мощ- ностью 400 ГВт к 2010 году составит 300000 т [1]. Наиболее распространенными по количеству и в высшей степени активными являются радионукли- ды, нарабатываемые в реакторах путем деления ядер, и трансурановые элементы (ТРУ), рождаемые в результате ядерных реакций на медленных нейтро- нах. Радионуклиды, продукты деления урана, которые нарабатываются в количестве около 1,8 т/год на од- ном блоке ВВЭР-1000 (LWR), определяют радиоак- тивность на порядок больше, чем радиоактивность ТРУ в течение первых 50 лет после выгрузки отхо- дов. В дальнейшем их вклад в общую радиоактив- ность уменьшается, но некоторые радионуклиды имеют исключительно большой период полураспада и их захоронение в геологических хранилищах тре- бует больших финансовых средств. Трансурановые элементы, которые нарабатыва- ются со скоростью 0,48 т/год на одном реакторе жи- вут очень долго, а их активность через 1000 лет пре- вышает активность продуктов деления в 105 раз. И, хотя все трансурановые элементы обладают доста- точно высокой делимостью, использовать их в современных реакторах на медленных нейтронах не представляется возможным. Настоящая работа посвящена обзору ведущихся широким фронтом разработок методик комплексно- го подхода к сжиганию ТРУ и трансмутации наибо- лее опасных долгоживущих радионуклидов, осколков деления ядер. Кроме экономической целесообразно- сти, это обеспечивает минимальное воздействие на окружающую среду и гарантию безопасности на всех этапах работ с радиоактивными отходами − перера- ботки, сжигания, трансмутации и захоронения. Основная часть работы посвящена постановке за- дачи сжигания отходов ядерного топлива как альтер- нативы геологическому захоронению для ядерной энергетики Украины. 1. ОТХОДЫ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА УКРАИНЕ В настоящее время на атомных электростанциях Украины находится в эксплуатации 11 реакторов типа ВВЭР-1000 и 2 реактора ВВЭР-400 [3]. Общая электрическая мощность их достигает 12 ГВт. За 3-х годичный топливный цикл (2 перегрузки и одна выгрузка) в расчете на один год из одного реак- тора с топливной массой 70 т выгружается около 23,3 т отходов ядерного топлива. Общее количество ТВС, находящихся одновременно в 12 реакторах Украины (2 реактора ВВЭР-440 для простоты будем считать эквивалентными одному блоку ВВЭР-1000) составляет 1956. Они содержат в себе 840 т топлива по урану при исходной степени обогащения 4,4% ураном 235U. С учетом веса конструкционных мате- риалов (31%) при 3-х годичном топливном цикле за год будет нарабатываться 406 т активированных от- ходов. Предполагая, что номинальный срок службы реакторов этого типа составляет 40 лет, за это время будет накоплено 16240 т радиоактивных отходов. Со- став отходов ядерного топлива, наработанного в Украине за один год и за 40 лет эксплуатации 12 ре- акторов типа ВВЭР, приведен в таблице 1. ___________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2004. № 4. Серия: Плазменная электроника и новые методы ускорения (4), с. 43-50. 43 На рис.1 приведена радиотоксичность всех компонентов отходов в абсолютных единицах (Зи- верт) в зависимости от времени (шкала слева) и от- несенная к радиотоксичности угля, который необхо- димо сжечь для того, чтобы выработать ту же энер- гию (шкала справа). Приведен случай для 2527 т от- ходов ядерных реакторов, накопленных в настоящее время в Испании [2]. Для того чтобы оценить ве- личину радиотоксичности отходов 12 ядерных реак- торов, работающих на Украине, после 40-летнего срока их эксплуатации необходимо все приведенные на рис.1 величины умножить на 6,426. Таблица 1. Состав и количество ядерных отходов, наработан- ных на реакторах Украины % т/год т/40 лет U 94.771 264.536 10581.420 Np 0.059 0.165 6.165 Pt 0.951 2.663 106.512 Am 0/092 0.257 10.304 Cm 0.00217 0.006 0.243 ОД 4.124 11.547 461.888 Рис.1. Динамика радиотоксичности отходов ядерного топлива массой 2527 т (случай Испании) (обозначение в абсолютных единицах) (слева) и от- несенная к радиотоксичности сжигаемого угля для получения той же энергии (справа) [2] Как видно из рис.1, вначале (на протяжении око- ло 100 лет) преобладает радиотоксичность осколков деления. Решающую роль играют изотопы 137Cs и 90Sr. С распадом этих изотопов через 1000 лет вклад ТРУ, в количестве всего 1% от общей массы отхо- дов, составит около 99,995% полной радиотоксично- сти. Дальнейший распад ТРУ будет продолжаться более миллиона лет. Существующая практика обращения с отработан- ным ядерным топливом предполагает его выдержку на ядерных станциях в течение 30-50 лет и последу- ющее захоронение в геологических хранилищах. Необходимость переработки с разделением урана, трансурановых элементов, радионуклидов – продук- тов деления и конструкционных элементов, оспари- вается из-за сложности технологического процесса и экономическими соображениями. Однако такая практика имеет существенные недостатки: 1. Захороняются трансурановые элементы, имею- щие большой запас энергии и обладающие времена- ми жизни, сравнимыми с геологическими; 2. Обеспечить сохранность геологических храни- лищ в течение 105 лет не представляется реальным и даже в случае их сохранности многие радионуклиды обладают повышенной способностью утечки и попа- дания в биологический цикл; 3. Экономическое рассмотрение процесса захо- ронения в геологических хранилищах с обеспечени- ем контролируемых условий хранения дает усред- ненную оценку ∼800 долл. США за килограмм отхо- дов, что при выполнении правил МАГАТЭ хранения высокоактивных отходов требует затрат ∼1⋅ 109 дол. США на один блок ВВЭР-1000 за время его 40-лет- ней эксплуатации. 2. СЖИГАНИЕ ТРАНСУРАНОВЫХ ЭЛЕ- МЕНТОВ Процесс сжигания ТРУ заключается в трансфор- мации их ядер путем реакции деления. В случае бы- стрых нейтронов вероятность деления ядер значи- тельно более высокая, чем для тепловых нейтронов. Используемые в небольших количествах реакто- ры на быстрых нейтронах, работающие в надкрити- ческом режиме, в качестве топлива используют уран-плутониевую смесь. Однако они не получили широкого распространения, так как процесс сжига- ния плутония происходит только при концентрации плутония большей 15%. При меньшей концентрации идет процесс дальнейшей наработки (бридинга) плу- тония [4]. Однако режим работы с высокой концен- трацией делящегося плутония в надкритическом ре- жиме сопряжен с опасностью критической массы. Известно предложение российских ученых [5,6] о возможности сжигания плутония в реакторе на бы- стрых нейтронах в саморегулируемом нейтронно- ядерном режиме (нейтронно-делительная волна). Однако это предложение находится на начальной стадии разработки. В нескольких странах ведутся разработки мощ- ных линейных ускорителей протонов (порядка 100 МВт средней мощности пучка), которые, наряду с процессом создания дополнительной подсветки нейтронов реактора, работающего в подкритическом _______________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2004. № 4. Серия: Плазменная электроника и новые методы ускорения (4), с.46-53.44 режиме, могут осуществлять трансмутацию радио- нуклидов, содержащихся в отходах ядерного топли- ва [7,8,9]. Наиболее эффективным и безопасным вариантом сжигания плутония и других высших актинидов яв- ляется электроядерная энергетическая система, предложенная группой сотрудников ЦЕРН во главе с Карло Руббиа и названная «Energy Amplifier» (ЕА). Описание этой установки изложены в ряде публика- ций ЦЕРН [10-13]. Обзор этих публикаций приведен в [14,15]. Energy Amplifier явился следствием перекрестно- го обогащения ускорительных технологий и техно- логий производства энергии в процессе деления ядер. Подробнее об этом типе электроядерной энер- гетической установки будет идти речь на завтраш- нем пленарном заседании [16]. Концептуальные особенности ЕА заключаются в 4-х основополагающих новациях: 1. Подкритичность. В основе ЕА лежит подкри- тический ядерный реактор с коэффициентом раз- множения нейтронов k =0,97...0,98. Этот фактор яв- ляется гарантией полной безопасности ядерной энергетики и исключает возможность аварийной си- туации. 2. Недостаток нейтронов, необходимых для про- текания цепной реакции, восполняется за счет ней- тронов, рождаемых в процессе spallation-реакции на ядрах с большим массовым числом (свинец, висмут), облучаемых пучком протонов, ускоренных до энергии (1...1,5 ГэВ). Изначальный энергетиче- ский спектр этих нейтронов очень жесткий. 3. Замедлителем нейтронов является свинец. Процесс замедления нейтронов протекает адиабати- чески, путем их многократного рассеяния на ядрах свинца. Свинец в ЕА выполняет сразу несколько функций: рождение spallation-нейтронов, их за- медление, перенос энергии путем естественной кон- векции, экранирование и поглощение излучений, вы- текающих из активной зоны. Наконец, он выполняет роль среды для помещения топливных элементов. 4. Топливом ЕА могут служить различные вари- анты смесей делящихся материалов. Наиболее эф- фективными являются смеси моноизотопного тория с трансурановыми элементами, наработанными в ядерных реакторах на медленных нейтронах, а также смеси тория с 235U или 233U, военным плутонием. Кроме решения непосредственной задачи созда- ния новых источников дешевой и в высшей степени надежной ядерной энергии, работающих на доступ- ном и практически неисчерпаемом топливе (торий), ЭЯЭУ могут коренным образом решить и другую труднейшую проблему ядерной энергетики – сжига- ние радиоактивных отходов ядерного топлива. Все они внедряются в ториевую матрицу топливных эле- ментов и процесс их сжигания сопровождается нара- боткой 233U согласно цепочке реакций 232Th + n → 233Th → 233Pa → 233U. Последний может быть исполь- зован для «засева» новых циклов ЕА или в реакторах ВВЭР (LWR). Плутоний и другие трансураны за несколько цик- лов полностью сжигаются. Этот процесс сопрово- ждается выделением большого количества энергии, 940 МВт·дней/кг ТРУ. Практически этот выход уве- личивается за счет энергии осколков деления (несколько процентов) и реакции деления 233U, нара- батываемого из 232Th, достигая 1200 МВт·дней/кг. Из приведенной информации следует, что один ЕА с тепловой мощностью 1500 МВт, работающий на топливной смеси ТРУ – Th, будет нарабатывать за год тепловой энергии 547,5 ГВт·дней, или при электрической мощности 625 МВт – около 6 млрд. кВт⋅ часов электроэнергии в год. При этом будет уничтожаться 420 кг ТРУ. Таким образом, для сжигания 123 т ТРУ, нарабо- танных за 40 лет 12-ю реакторами Украины, потре- буется 293 (ЕА-ячеек)×лет или 8 единиц ЕА, кото- рые будут работать на протяжении около 40 лет. 3. ТРАНСМУТАЦИЯ ДОЛГОЖИВУЩИХ ОСКОЛКОВ ДЕЛЕНИЯ Главной целью работы ЕА в режиме сжигания отходов ядерного топлива является устранение ТРУ, которые вносят решающий вклад в радиотоксич- ность после цикла работы ВВЭР (LWR). Однако в случае успешного выполнения этой операции оста- ется несколько долгоживущих радионуклидов, кото- рые вносят основной вклад в остаточную радиоток- сичность отходов, поэтому необходимо рассмотреть возможность их трансмутации. Если при сжигании ТРУ, которое осуществляется путем деления ядер, имеет место большой выход дополнительной энер- гии, то в случае осколков деления при захвате ней- тронов происходит их распад, трансформируя долго- живущий элемент в другой короткоживущий, а за- тем в стабильный элемент. Этот метод требует высокой изотопной чистоты, иначе большое количество нейтронов будет захваты- ваться другими, преимущественно стабильными изо- топами, превращая их опять в активные. Радиоток- сичность осколков деления с течением времени при- ведена на рис. 2 [2]. Как видно, после 700 лет. Таблица 2. Состав и характеристики долгоживущих осколков деления LWR после 40 лет работы Эле- мент Нач. масса, кг Период полурас- пада, лет Актив- ность, Кюри Объем захоро- нения, м3 99Тс 843 2.11⋅ 105 14455 48181 129I 196.02 1.57⋅ 107 34.7 4327 93Zr 810.4 1.53⋅ 106 2040.1 583 135Cs 442.2 2.3⋅ 106 510.1 510 126Sn 29.48 1.0⋅ 105 838.1 239 79Sе 6.57 6.5⋅ 104 458.6 131 Приведенное рассмотрение показывает, что при- оритетной трансмутации подлежат 99Тс и 129I. В ре- зультате их ликвидации объем захоронения долго- ___________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2004. № 4. Серия: Плазменная электроника и новые методы ускорения (4), с. 43-50. 45 живущих отходов по классу А уменьшится в 37 раз (с 53971 до 1463 м3 в расчете на один реактор). Для 12 реакторов Украины с номинальным сроком рабо- ты 40 лет объем захоронения уменьшится с 648 до 17 тыс. м3. Практическая возможность трансмутации долго- живущих отходов предполагает наличие мощного источника нейтронов. Минимальное количество нейтронов, необходимых для полной трансмутации наиболее опасных изотопов 99Тс, 129I и 79Se, нарабо- танных за 40 лет стандартным LWR − 11.29 кг (в 1 кг нейтронов содержится 5.97⋅ 1026 нейтронов). В варианте, когда источником нейтронов являет- ся протонный пучок, потребуется ускоритель, рас- считанный на энергию протонов ≥1 ГэВ. В процессе spallation-реакции, когда мишенью служит свинец, средняя энергия нейтронов составит 10 МэВ, поэто- му наработка 1 кг нейтронов требует 0,5⋅ 109 кВт⋅ час или 1,5 МВт средней мощности пучка на протяжении 40 лет. При КПД ускорителя 0.5 − это соответствует 3 МВт электрической мощности. Сле- довательно, выработка 11,29 кг нейтронов, необхо- димых для трансмутации долгоживущих отходов, потребует 34,2 МВт электрической мощности за весь период работы LWR, т.е., около 4% от выраба- тываемой им энергии. Если включить еще вероят- ность захвата нейтронов осколками деления и дру- гие факторы, то на трансмутацию долгоживущих от- ходов потребуется постоянно отдавать около 7% производимой на LWR мощности. Этот расход энергии и затраты на сооружение ускорителя представляются значительными. Поэто- му рассматривается возможность более рациональ- ного метода трансмутации в потоке «убегающих» нейтронов в Energy Amplifier, в режиме сжигания ТРУ. В одном ЕА в процессе их сжигания будет на- работано 106,2 кг нейтронов. Часть этого потока мо- жет быть взята на трансмутацию. Оптимальной для комплексного сжигания ТРУ и долгоживущих осколков деления является величина 0,106 [2]. Эта избыточная часть нейтронов будет эффективно ути- лизирована для трансмутации долгоживущих оскол- ков деления. Трансмутация долгоживущих осколков деления с помощью быстрых «убегающих» или «паразитных» нейтронов, может применяться прямо в ЕА. Общий вид топливной, активной зоны ЕА приведен на рис.3. В объем 27 вносят 270 кг 99Тс в металлическом виде, располагая его дисперсно в матрице свинца с относительной концентрацией 1.04⋅ 10-3. В блоки 29 вносят другие трансмутируемые элементы. Отноше- ние масс 99Тс/(Th+ТРУ) = 0,843 т/10,178 т = 0.0828. Блоки трансмутируемых технеция, йода и, возмож- но, селена должны располагаться в определенном сочетании, так как сильный резонансный захват 99Тс имеет место при энергии нейтронов 5.6 эВ, которая существенно ниже резонанса других элементов. Поэтому должна быть подобрана их геометрия та- ким образом, чтобы обеспечить оптимальные усло- вия трансмутации всех элементов. В последнее время бурно развиваются экспери- ментальные исследования по физике быстрых ней- тронов, рождаемых в процессе spallation-реакции, их эволюции в процессе многократного рассеяния, а также изучаются характеристики процесса трансму- тации нейтронов. Наиболее характерный результат получен в ЦЕРН [16] в эксперименте с первоначаль- ным пучком протонов, ускоренным на протонном синхротроне (PS) до энергий 2,5 и 3,57 ГэВ. Метод трансмутации, основанный на использовании резо- нансного захвата нейтронов ядрами при адиабатиче- ском снижении энергии нейтронов в среде свинца, именуемый TARC (Transmutation by Adiabatic Resonanse Crossing), позволяет значительно уве- личить эффективность захвата нейтронов. Рис.3. Конфигурация активной зоны ЕА для транс- мутации долгоживущих осколков деления [6]. 20 - стальной сосуд, наполненный жидким свинцом - 21, ионопровод пучка - 23, собственно топливные эле- менты - 22, окно выхода пучка - 24, spallation-об- ласть - 25, топливные стержни - 26, трансмутиру- емые отходы в блоках - 27, 29 - емкости с трансму- тируемыми материалами: поперечное сечение (а); продольное сечение (б) Из рис.4 [16] видно, что в процессе spallation-ре- акции рождаются нейтроны с энергетическим диапа- зоном 104...107 эВ. Около 14% из них имеют энергию выше 20 МэВ. В процессе упругого столкновения нейтронов происходит адиабатическое уменьшение их энергии от 107 эВ до тепловых значений энергии. _______________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2004. № 4. Серия: Плазменная электроника и новые методы ускорения (4), с.46-53.46 На этом фоне четко просматриваются пики резо- нансного захвата нейтронов ядрами 99Тс. Особенно выделяется резонанс при энергии 5,6 кэВ (400 барн), который нейтроны проходят за 4 шага. Резонансное интегральное сечение захвата нейтронов ядрами 99Тс составляет 310 барн, тогда как поперечное сечение захвата тепловых нейтронов − около 20 барн. Ней- троны, захваченные 99Тс (τ=2,1⋅ 105 лет) производят 100Тс (τ=15,8 с), который распадается в стабильный 100Ru. Рис.4. Спектры spallation-нейтронов и потока нейтронов в свинцовой мишени Таким образом, трансмутация при адиабатиче- ском пересечении резонансов оказывается на поря- док эффективней, чем на тепловых нейтронах. 4. ПЕРЕРАБОТКА ОТХОДОВ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА За время активной деятельности над всеми отхо- дами, в процессе которой осуществляется охлажде- ние, сепарация, сжигание ТРУ и трансмутация неко- торых долгоживущих ОД и захоронение остальных, которая составит около 100 лет, большинство ОД распадутся, за исключением стронция и цезия, кото- рые доминируют на протяжении около 500 лет. Об- щее количество выделяемого при этом тепла изменя- ется со временем по тому же закону, что и активность. В начальное время, после 15-летней выдержки, коли- чество выделяемого тепла составит около 60 МВт, а через 400 лет уменьшится до нескольких киловатт. После выгрузки из реакторов отработанное топ- ливо должно пройти через следующие этапы: 1. Выдержка в водяном бассейне не менее 15-20 лет. За это время произойдет наибольший распад ра- диоактивных элементов. 2. Элементная сепарация, в процессе которой перерабатывается примерно по 1 т в неделю каждая из 8 единиц. Наиболее важная часть отходов топли- ва направляется в ЕА. При таком темпе 8 комплек- сов ЕА переработает все ТРУ, выработанные за 40 лет каждым из 12 ВВЭР, примерно за 40 лет, хотя предполагается, что срок службы ЕА составит больше 60 лет. После завершения сжигания отходов топлива реакторов ЕА будут продолжать работать на природном торие, смешанном с 233U, наработанном в предыдущих топливных циклах. 3. После завершения периода сжигания ТРУ и трансмутации наиболее активных и долгоживущих 99Tc и 129I оставшиеся компоненты отходов, такие как стронций, цезий и криптон, помещаются в захо- ронения с промежуточным сроком. Тепловыделение отходов в виде осколков деления, составляющее че- рез 100 лет 10 Вт/кг будет уменьшаться с каждым столетием примерно в 10 раз и через 400 лет соста- вит 0,013 Вт/кг и может быть направлено в постоян- ное длительное хранилище. Выделяемое тепло мо- жет быть отобрано простой конвекцией воздуха. Поэтому на протяжении нескольких сотен лет необ- ходимо вести постоянный контроль за материалами, находящимися в хранилище. 4. Окончательное захоронение долгоживущих ра- дионуклидов, в поверхностных долговременных хранилищах, которые не могут привести к авариям (хранилища класса А). В настоящее время сепарация ядерных отходов по элементам ведется в централизованных фабриках довольно сложным жидкостным методом (PUREX). В то же время прорабатывается альтернативный пи- рохимический метод, который значительно дешевле и эффективнее [15]. Этот метод, ввиду его простоты и компактности, может быть применен прямо на площадке, где расположен ЕА. ___________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2004. № 4. Серия: Плазменная электроника и новые методы ускорения (4), с. 43-50. 47 Рис.5. Диаграмма потока отходов топлива от LWR [2] На рис.5 [5] изображена схема потоков отрабо- танного ядерного топлива по структурным системам сепарации, переработки, восстановления, выдержки и захоронения конечных продуктов в сочетании с комплексом ЕА, рассчитанным на выработку 1500 МВт тепловой мощности (625 МВт электриче- ской), потребляющая при этом для засева ториевой смеси 400 кг ТРУ в год, соответствующая годично- му темпу переработки ТРУ одним ЕА, составит 52,4 т от общих отходов топлива ядерных реакторов. Первоначально, как видно из рис.5, топливо раз- деляется на газообразные продукты, топливные окислы, активированные конструктивные материа- лы. Газообразные продукты разделяются в криоген- ной системе. При этом стабильный ксенон вентили- руется. Криптон, один из изотопов которого имеет активность с периодом полураспада 10,7 лет, в су- ществующей практике также выбрасывается в атмо- сферу. Однако его радиотоксичность после 15-лет- ней выдержки остается довольно значительной, око- ло 1,5⋅ 105 Кюри/год, поэтому, учитывая, что все изотопы криптона составляют только 2 кг от всего состава отходов, поступающих в ЕА за год, имеет смысл после криогенной сепарации поместить его в герметизированные контейнеры и содержать до тех пор, пока его активность упадет до допустимого уровня (после 200 лет его активность составит всего 80 Кюри. Полная масса активированных конструкционных материалов, отправляемых в промежуточное захоро- нение, составит 11,38 т в год, а топливные окислы в количестве 39,2 т за год направляются в пиросепара- торы. В результате отходы будут разделены на сле- дующие потоки: 1. Уран в виде чистого металла, состоящий из 98,34% 238U, 1,1% 235U, 0,544% 236U и 0,021% 234U. Среди указанных изотопов 236U не содержится в при- родном уране, хотя он очень долгоживущий (период полураспада равен 2,34⋅ 107 лет), следовательно, не составит проблем при обогащении. 2. Трансурановые элементы, тоже в значительной мере чистые, за исключением небольшой примеси (3⋅ 10-3) урана. В результате в 400 кг ТРУ, выделяе- мого за год, будет содержаться 100 кг урана. Это не скажется существенно на работе ЕА, так как в об- щей массе его топлива уран легко сочетается с тори- ем. В то же время этот уран в изотопной смеси с де- лящимся 233U, нарабатываемым в процессе топлив- ного цикла ЕА в количестве 170 кг за год, исключает возможность военной диверсии. 3. Продукты деления движутся по двум направле- ниям. Одно из них – благородные металлы, выделен- ные электролитическим путем, могут быть вплавле- ны в медные матрицы и направляются в промежу- точное захоронение. Другое − летучие и редкозе- мельные элементы в виде хлоридов. Остальные осколки деления также направляются в промежуточ- ные захоронения. Исключение составляют 99Тс и 129I, которые направляются в ЕА для трансмутации. К указанным потокам выделяемых компонентов отходов следует добавить отходы, наработанные в ЕА. Их количество существенно меньше (5 т за год), но концентрация ТРУ в них значительно выше (10...15%). Так как топливо ЕА в варианте сжигания находится в металлическом виде, то процесс сепара- ции проще. Нарабатываемый в ЕА 233U (170 кг за год), находящийся в смеси с 238U (63%), может быть использован как топливо ВВЭР. Продукты деления ядер из ЕА (1,5 т), несколько отличающиеся по кон- центрации, и активированные материалы, главным образом нержавеющая сталь, могут быть сразу направлены в промежуточное захоронение. Выделенные осколки деления ядер и активиро- ванные материалы должны выдерживаться в проме- _______________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2004. № 4. Серия: Плазменная электроника и новые методы ускорения (4), с.46-53.48 жуточном захоронении определенное время, пока уровень радиоактивности и выделяемое тепло сни- зятся до уровня допустимого для долговременного (геологического) захоронения. Промежуточное захо- ронение будет наполняться в течение всего периода работы комплекса. После этого будет происходить процесс естественного уменьшения активности. 5. ФИНАНСОВЫЕ АСПЕКТЫ. ПРОБЛЕМЫ СЖИГАНИЯ ТРУ Глубокое захоронение может быть выполнено либо с разделением по компонентам, либо без него. Сепарация облегчает возможность обеспечения на- дежной сохранности и произвести упаковку, отвеча- ющую требованиям конкретного компонента отхо- дов. Однако для этого требуются значительные фи- нансовые средства. Имеет место большой разброс по стоимости захоронения отходов для стран. В основном выполнение операций по захоронению за- ключается в 3-х процессах: сепарация; исследова- ния, разработки и создание хранилищ; упаковка и за- хоронение. Наблюдается различный подход к реше- нию этой проблемы. Отсюда большой разброс в фи- нансовых затратах, от 100 дол/кг отходов (Канада) до 1500 дол/кг (Швейцария). В среднем можно оце- нить стоимость глубокого долговременного захоро- нения 1 кг радиоактивных отходов величиной 800 дол. США. Как отмечалось выше, на Украине за 40 лет экс- плуатации 12 реакторов электрической мощностью по 1000 МВт будет накоплено 16240 т радиоактив- ных отходов. Следовательно, исходя из средней сто- имости 800 дол/кг, геологическое захоронение ука- занного количества отходов составит 12,8 млрд. дол- ларов. Как следует из анализа капитальной стоимости комплекса ЕА, приведенного в публикациях [18,19], сооружение его составит 941 млн. долларов, следо- вательно, для 8 комплексов общая стоимость достиг- нет 7528 млн. долларов. К этому надо добавить сто- имость фабрики сепарации отходов, капитальная стоимость которой по используемой в настоящее время методике мощностью 400 т/год составит 1,33 млрд. долларов. Дополнительно учитывается стоимость систем отстойника (Cool Down) (0,33 млрд. долларов) и хранилища оставшихся дол- гоживущих отходов (0,6 млрд. долларов). Тогда об- щая стоимость инвестиций в комплекс сжигания ТРУ составит 9,78 млрд. долларов. Следовательно, капитальная стоимость комплек- са по сжиганию ТРУ будет ниже стоимости захоро- нения отходов в долговременных геологических за- хоронениях (9,78 млрд. долларов вместо 12,8 млрд. долларов). При этом надо иметь ввиду другой немаловаж- ный фактор, заключающийся в том, что процесс сжигания ТРУ является в высшей степени выгоден в энергетическом плане. Он сопровождается выделе- нием большого количества энергии (около 40% от энергии, полученной на ВВЭР при наработке такого количества ТРУ). Кроме того, этот процесс сжига- ния сопровождается наработкой значительного ко- личества 233U из 232Th. Цифры, касающиеся выра- ботки дополнительного количества энергии из отхо- дов ядерного топлива, наработанного 12 реакторами за 40 лет на Украине, приведены в таблице 3. Таблица 3. Энергия, наработанная на 8 ЕА, при сжигании отходов ядерного топлива на Украине Количество ТРУ 123 т Энергия из ТРУ 9,900⋅ 109 ГДж Энергия из 232 Th → 233U 6,434⋅ 109 ГДж Энергия из 233 U (из ВВЭР) 3,464⋅ 109 ГДж Полная дополнительная энергия 19,79⋅ 109 ГДж Эквивалентное количество нефти 473⋅ 106 т Стоимость нефти при 20 дол/Бар 70⋅ 109 дол. Для того чтобы оценить величину выработки энергии, предположим, что 8 ЕА будут производить электроэнергию общей мощностью 5 ГВт. Предпо- ложим, что коэффициент ее эксплуатационного ис- пользования составляет 0,9. Тогда годовой выход энергии составит 40⋅ 109 кВт⋅ час. При цене 5 центов за 1 киловатт⋅ час это составит 2 млрд. долларов за год, а за 40 лет – 83 млрд. долларов. Себестоимость этой энергии составит 1,18 центов за 1 кило- ватт⋅ час, т.е., полная себестоимость составит всего 0,047⋅ 109 дол. Таким образом, выгода от произ- водства энергии при сжигании отходов ядерного топлива очень высока. К указанному следует добавить стоимость сепа- рированного урана (10452 т), уже обогащенного до 1,1%. Его стоимость [4] составит 1,8 млрд. дол. и 233U, произведенного в ЕА (1400 кг), который может быть использован для обогащения смеси 235U (1,1%) и 233U (2,8%). Это даст 51,87 т обогащенной топлив- ной массы для ВВЭР стоимостью 1124 дол. за 1 кг или 2,5 млрд. дол. за все топливо. Таким образом, сжигание отходов ядерного топ- лива выгодно Украине как с точки зрения защиты окружающей среды, так и в высшей степени с эконо- мических соображений. ЛИТЕРАТУРА 1. С. Rubbia, S. Buono, E. Gonsales et al. A Realistic Plutonium Elimination Scheme with Fast Energy Amplifier and Thorium-Plutonium Fuel. CERN/AT/95-53 (ET). 2. C. Rubbia, S. Buono, Y. Cadi and J.A. Rubio. Fast Neutron Incineration in the Energy Amplifier as Alternative to Geologic Storage: the Case of Spain. CERN/LHC/97-01 (EET). 3. И.А. Петельгузов. Работоспособность тепло- выделяющих элементов энергетических ___________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2004. № 4. Серия: Плазменная электроника и новые методы ускорения (4), с. 43-50. 49 атомных реакторов типа ВВЭР, PWR, BWR: Препринт. Харьков: ННЦ ХФТИ 1999, 86 с. 4. J.P. Revol. Particle Physics Contribution to the Elimination of Nuclear Waste. CERN-SL/99-067 EET. 5. Л.П. Феоктистов. Нейтронно-делительная волна // Доклады Академии наук СССР. 1989, т.309, №4, с.864-867. 6. В.Я. Гольдин, Л.Ю. Анистратов. Реактор на бы- стрых нейтронах в саморегулируемом ней- тронно-ядерном режиме // Математическое моделирование. 1995, т.7, №10, с.12-32. 7. Н.В. Лазарев, А.М. Козодаев. Сверхмощные ли- нейные ускорители протонов для нейтрон- ных генераторов и электроядерных устано- вок // Атомная энергия. 2000, декабрь, т.89, вып.6, с.440-454. 8. В.P.Murin, G.I.Batskikh et. al. «Designing Prob- lems of Proton Linac with Output Energy 1 GeV and cw Current 30 mA» // ADTTA Conf. 1999. 9. J.Anderson, P.Lisovsky, W.Bishop et al. Status of the APT Proect // ADTTA-99, p.643-652. 10. C. Rubbia, J.A. Rubio, S. Buono et al. Conceptual Design of a Fast Neutron Operated High Power Energy Amplifier. CERN/AT/95-44 (ET). 11. C.Rubbia. Resonance Enhanced Neutron Captures for Element Activation and Waste Transmuta- tion. CERN/LHC/97-04 (EET). 12. C Rubbia and J.A.Rubio. A Tentative Programme Towards a Full Scale Energy Amplifier. CERN/LHC/96-11 (EET). 13. C. Rubbia. Status of the Energy Amplifier Con- cept // Proceedings of the II Intern Conf. ADTD and Aplication, Kalmar, Sweden. 1996, p.35. 14. В.А.Бомко, И.М.Карнаухов, В.И.Лапшин. Уси- лители мощности – основа ядерной энерге- тики ХХI века: Обзор. Харьков: ННЦ ХФТИ, 2001, с.52. 15. В.А. Бомко, И.М. Карнаухов. Комплекс ускори- тель-реактор будущее ядерной энергетики // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Плазменная электроника и новые методы ускорения», 2000, (2), с.126-134. 16. The TARS Collaboration. Neutron-Driven Nuclear Transmutation by ARC in Accelerator Reso- nance Crossing. CERN-SL-99-036 (ETT). 17. C.Roche and C.Rubbia. Some preliminary Consid- erations on the Economical Issue of the Energy Amplifier, CERN/AT/95-45 (ET). 18. R.Fernandes, P.Mandrilon, C.Rubbia and J.A.Ru- bio. A Preliminary Estimate of the Economic Im- pact of the Energy Amplifier. CERN/LHC/96-01 (EET). INCINERATION OF THE NUCLEAR WASTE WITH FAST NEUTRON IN THE ENERGY AMPLIFIER AS ALTERNATIV GEOLOGIC STORADGE: THE CASE OF UKRAINE V.A. Bomko, A.M. Egorov, B.V.Zajtsev, A.P.Kobets The problem of nuclear wastes is accounted from the viewpoint of 3 aspects: ecological expediency, influence on the environment, and safety with respect to explosion. The most efficient method is burning of the wastes in the En- ergy Amplifier, which is based on the complex of the reactor-accelerator. The goal of this paper is to scope the de- velopment of complex techniques of the transuranic elements (TRU) incineration, and transmutation most hazardous long-lived radionuclides, fragments of nuclear fission. eliminated with the heat removal through the natural convec- tion of air. The main part of the work is associated with setting up the problem for Ukrainian nuclear energetics: the nuclear waste incineration as an alternative to the geological disposal. СПАЛЮВАННЯ ВІДХОДІВ ЯДЕРНОГО ПАЛЬНОГО ШВИДКИМИ НЕЙТРОНАМИ В ЕЛЕКТРОЯДЕРНІЙ ЕНЕРГЕТИЧНІЙ УСТАНОВЦІ - АЛЬТЕРНАТИВА ГЕОЛОГІЧНОМУ ЗАХОВАННЮ: ВИПАДОК УКРАЇНИ В.О. Бомко, О.М. Єгоров, Б.В. Зайцев, А.П. Кобець Проблема ліквідування радіоактивних відходів ядерної енергетики розглядається в 3-х аспектах: економічної доцільності, впливу на оточуюче середовище і безпеки відносно до вибуху. Представлено найефективніщий метод спалювання трансуранових елементів і трансмутації найнебезпечніших продуктів поділу ядер в електроядерних енергетичних установках (ЕЯЕУ), в основі яких лежить комплекс прискорювач - підкритичний реактор на швидких нейтронах. Наведено результати розрахунків перспектив вироблення додаткової енергії і просування компонентів віходів ядерного пального для реакторів, що знаходяться в експлуатації в Україні, протягом номінального часу експлуатації 40 років. _______________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2004. № 4. Серия: Плазменная электроника и новые методы ускорения (4), с.46-53.50 ННЦ «Харьковский физико-технический институт» Введение Литература V.A. Bomko, A.M. Egorov, B.V.Zajtsev, A.P.Kobets В.О. Бомко, О.М. Єгоров, Б.В. Зайцев, А.П. Кобець

Сжигание отходов ядерного топлива быстрыми нейтронами в электроядерной энергетической установке − альтернатива геологическому захоронению: случай Украины

Institution

Ähnliche Einträge