О разработке Стратегии ядерного топливного цикла нового поколения

Фторидные способы регенерации ядерного топлива считаются в России, США, Франции, Бельгии, Японии, Чехии и др. странах перспективными при переработке облученного топлива.

В отличие от других неводных процессов они обеспечивают высокие коэффициенты очистки (10⁸) облученного топлива от продуктов деления и позволяют в качестве конечных продуктов получать гексафторид урана, который можно направить на разделительные заводы для обогащения по ²³⁵U, и смесь гексафторидов урана и плутония, из которой с помощью сравнительно простых методов можно получить смешанное уран-плутониевое топливо для ядерных реакторов.

Разработка фторидных способов началась еще в 50-х годах ХХ века и результаты опубликованы не только в научной литературе, но и в различных учебных пособиях и учебниках. Фторидные процессы переработки облученного ядерного топлива пока не нашли промышленного использования и находятся в стадии исследования. Причин этого несколько.

Выделяемые финансовые средства не позволяют создать опытный модуль, на котором была бы возможность вести разработку и испытание опытных образцов оборудования и различных компоновочных решений по созданию технологических схем по фторидному способу переработки облученного топлива. Другая причина – зачастую недостаточно обоснованно принимаются дорогостоящие решения о проведении испытаний заведомо бесперспективных технологических схем и аппаратурного оформления фторидных процессов. Примеров этого более чем достаточно.

В США, в штате Иллиноис, на заводе в Моррисе в промышленном масштабе была реализована комбинированная водно-неводная технологическая схема “аква-фтор процесса”. Ожидаемые преимущества технологии “аква-фтор процесса” – более компактное аппаратурное оформление завода, сокращение числа экстракционных циклов и значительное сокращение количества жидких радиоактивных отходов – не оправдали себя. Основные трудности возникли при переходе от водной части процесса к процессу фторирования. Размер частиц диоксида урана, образующихся на стадии денитрации и восстановления триоксида, оказался неподходящим для фторатора с ожиженным слоем, из-за чего наблюдались местные перегревы, спекание диоксида и блокада процесса. Это приводило к необходимости прямого (не автоматического) вмешательства в процесс. Суммарный коэффициент очистки урана на I цикле экстракции и ионном обмене (10³) не обеспечивал безопасности такого вмешательства. Кроме того, коррозия аппаратуры, обусловленная действием фтора и безводного фтороводорода, требовала частого ремонта в зоне высокой активности. Испытание технологий с исключением 2-х циклов экстракции трибутилфосфатом и силикагелевой очистки с заменой их на процесс фторирования как стадию очистки урана, показало, что комбинированный схема “аква-фтор процесс” не обеспечивает необходимой очистки урана, поэтому завод в Моррисе был реконструирован с переводом на стандартную технологию PUREX-процесса.

Другой, более свежий, пример расходования финансовых средств на создание бесперспективных комбинированных технологических схем по фторидной и водно-экстракционной переработке ОЯТ. В 2000-2001 г.г. по исходным данным ведущего в этой области научно-исследовательского института России Всероссийским научно-исследовательским и проектным институтом энергетических технологий (ВНИПИЭТ, Минатом) выполнено технико-экономическое исследование по сравнению проектной технологии РТ-2 (PUREX-процесс) с комбинированной схемой “фтор-аква процесс”, включающей фторирование ОЯТ элементным фтором в начале процесса и водно-экстракционную переработку фторидных нелетучих остатков (“огарков”). В результате выполнения этого исследования не было выявлено каких-либо существенных преимуществ комбинированной (“фтор-аква процесс”) технологической схемы по сравнению со стандартной схемой PUREX-процесса. Наоборот, были выявлены значительные трудности при вскрытии высокоактивных фторидных “огарков”, а также при переработке фторсодержащих растворов экстракционным способом. Введение в схему высокотемпературного процесса окисления таблеток диоксида урана кислородом с получением порошков закиси-окиси урана и их последующим фторированием элементным фтором с примесью безводного фтороводорода, сильно усложняет аппаратурное оформление процессов.

К настоящему времени высокотемпературные реакторы для работы с высокорадиоактивными порошками не разработаны, а использование применяемых аппаратов в производстве природных оксидов и гексафторида урана недопустимо из-за их неполной герметичности. На наш взгляд, комбинирование известными процессами и оборудованием вряд ли может в принципе привести к каким-либо существенным результатам. Нужны новые идеи и подходы при создании сложной наукоемкой технологии, которой является переработка отработавшего облученного топлива.

Эксплуатация современных ядерных реакторов на тепловых нейтронах (PWR, BWR, Candy, ВВЭР и РБМК) без переработки или с переработкой отработавшего ядерного топлива, в основе которой лежит хорошо отработанный в промышленных условиях PUREX-процесс, не привели к замыканию ядерного топливного цикла. Конкурентоспособных ядерных реакторов на быстрых нейтронах не создано. В мире происходит постоянное накопление большого количества делящихся и радиоактивных материалов (плутоний, трансплутониевые элементы, средне- и долгоживущие радиоактивные продукты деления). Осуществление действующей Стратегии ядерного топливного цикла привело практически к полной утрате доверия общественности к развитию атомной энергетики. Без доверия общественности новый всплеск развития атомной энергетики может оказаться таким же амбициозным намерением, как это уже случилось с Программой создания в мире к концу ХХ века атомных мощностей на уровне тысяч гигаВатт.

Для возврата доверия общественности к развитию атомной энергетики необходимо создать Стратегию ядерного топливного цикла нового поколения, которая бы обеспечивала его реальное замыкание при жизни людей, вырабатывающих и потребляющих электроэнергию, а не в каком-то отдаленном и светлом будущем.

Нельзя думать, что такую Стратегию может представить на обсуждение общественности узкая группа ученых. Необходимо привлечь внимание широкого круга специалистов, политиков и государственных деятелей к остро назревшей необходимости создания Стратегии нового поколения развития атомной энергетики. Кроме желания, для глубокой проработки такой Стратегии необходимо создать, на уровне правительств развитых стран, единую Программу ее разработки и обеспечить ее постоянное финансовое сопровождение. Развитие “большой ядерной энергетики” без разработки Стратегии ядерного топливного цикла нового поколения, неминуемо приведет к печальным последствиям.

Не претендуя на полный приоритет в создании новой Стратегии развития ЯТЦ, мы попытаемся изложить некоторые новые подходы и идеи при ее разработке.

В основу создания предлагаемой Стратегии развития ЯТЦ нового поколения нами закладывается инициатива Президента РФ по энергетическому обеспечению устойчивого развития человечества на базе ядерной энергетики, кардинальному решению проблем нераспространения ядерного оружия и экологическому оздоровлению планеты Земля, выдвинутую им на Саммите тысячелетия в ООН 6 сентября 2000 г. Им было предложено создать международный проект под эгидой МАГАТЭ, направленный на развитие такой технологии производства ядерной энергии, которая не вырабатывает ядерных материалов военного назначения на всех ее переделах, способная сжигать делящиеся материалы и некоторые долгоживущие элементы отработавшего ядерного топлива и ядерного оружия с радиационно-эквивалентным захоронением радиоактивных отходов без нарушения природного радиационного баланса.

По нашему мнению создаваемая Стратегия ЯТЦ нового поколения должна осуществляться в два этапа.

I этап – период времени, когда в промышленности эксплуатируются существующие ядерные реакторы и реакторы нового поколения на тепловых нейтронах; коммерческие конкурентоспособные ядерные реакторы на быстрых нейтронах не разработаны и не созданы.

II этап – период времени, когда в промышленности эффективно эксплуатируются ядерные реакторы как на тепловых, так и вновь разработанные конкурентоспособные реакторы на быстрых нейтронах.

Среди общественности (да и среди значительной части специалистов ядерного топливного цикла) бытует мнение о том, что плутоний можно сжигать в легководных реакторах на тепловых нейтронах (PWR, BWR, ВВЭР) с загрузкой его в виде уран-плутониевого MOX-топлива в количестве до 1/3 от всей загрузки ядерного топлива указанных ядерных реакторов. Такие реакторы разработаны, лицензированы и работают во Франции, Швейцарии, Японии и др. странах. Однако такое сжигание плутония является заблуждением и глубоко ошибочным мнением. В действительности, легководные реакторы на тепловых нейтронах с загрузкой 1/3 ТВС из МОХ-топлива имеют “нулевой баланс по плутонию”, т.е. сколько плутония при работе реактора выгорает, столько же и нарабатывается, при этом меняется только его изотопный состав в сторону увеличения четных изотопов плутония. Плутоний можно сжигать в легководных реакторах на тепловых нейтронах, если в качестве ядерного топлива использовать не уран-плутониевое МОХ-топливо, а другие виды ядерного топлива, например, ЕМОХ-топливо (Evolutionary Mixed Oxide – с инертными добавками ZrO₂, Er₂O₃ и др., вместо UO₂), ROX и AOX – ядерное топливо (полностью безурановое топливо в инертной минералоподобной матрице). Однако такие виды ядерного топлива и ядерные реакторы на тепловых нейтронах не созданы и пока находятся только на стадии исследований их состава и характеристик.

В связи с вышеприведенным обоснованием, на I этапе осуществления предлагаемой Стратегии ЯТЦ нового поколения необходимо обеспечить прекращение наработки и накопления плутония при работе необходимой части легководных реакторов на тепловых нейтронах с загрузкой в них 1/3 ТВС из уран-плутониевого МОХ-топлива. По мере разработки новых видов безуранового плутониевого МОХ-топлива необходимо обеспечить лицензирование легководных реакторов для работы на новых безурановых видах ядерного топлива со сжиганием наработанных ранее количеств плутония.

Только после разработки конкурентоспособных коммерческих реакторов на быстрых нейтронах на II этапе осуществления Стратегии ЯТЦ нового поколения осуществляют полное замыкание топливного цикла с максимальным сжиганием всего плутония и долгоживущих ПД.

На основании вышеприведенных доводов следует особо остановиться на выработке принципиально новых требований и подходов при создании пристанционных радиохимических заводов по переработке ОЯТ, как основных технических звеньев, позволяющих замкнуть ядерный топливный цикл при осуществлении как I этапа, так и II этапа Стратегии нового поколения.

Первое требование, на наш взгляд самое важное, которое вызовет яростное сопротивление значительной части ученых и специалистов – мораторий на использование при переработке ОЯТ водных способов, в основе которых лежит хорошо отработанный в промышленных условиях PUREX-процесс. Мораторий по определению на использование огромных количеств водных растворов нитратных солей, органических экстрагентов, разбавителей, реэкстрагентов, различных видов водных растворов восстановителей, постоянный радиолиз которых приводит к образованию несметных количеств взрывоопасных (водород-кислород) радиоактивных газовых смесей и жидких радиоактивных отходов, мораторий на создание “фабрик по переработке радиоактивных отходов” водным способом с использованием PUREX-процесса.

Многостадийность экстракционных циклов, “размазывание” продуктов деления в больших объемах вентиляционного воздуха и водных растворов, сложность их переработки или очистки требуют очень высоких удельных капитальных затрат на создание радиохимического завода. Современный радиохимический завод Torph в Англии, производственной мощностью 800-1100 т ОЯТ в год, имеет стоимость 6,0 млрд. $. Стоимость услуг по переработке ОЯТ также резко возросла. Французские фирмы, заключая контракты с другими странами на переработку ОЯТ на современном экстракционном заводе, в основе технологии которого лежит PUREX-процесс (завод UP-3 производительностью 800 т/год), оценивают стоимость услуг в 800 $/кг. Естественно, что при создании радиохимических пристанционных заводов меньшей производительности на основе PUREX-процесса, стоимость переработки еще более возрастает. Все это привело США к провозглашению и появлению так называемого открытого ядерного топливного цикла без переработки отработавшего ядерного топлива. Однако такой подход мог рассматриваться как временный и в настоящее время полностью не соответствует современным требованиям к развитию ядерной энергетики, поэтому не может длительное время использоваться в качестве альтернативного способа. При создании замкнутого ядерного топливного цикла в переработке отработавшего топлива также нужны новые идеи и подходы. Такой идеей на новой основе является использование для замыкания топливного цикла в качестве основного реагента самого сильного из простых веществ окислителя – элементного фтора без примеси фтороводорода, промежуточных продуктов – безводных фторидов актиноидов, лантаноидов и других ПД, а в качестве восстановителя – постоянного электрического тока с использованием электролитических процессов в низкоплавких расплавах фторидных солей.

Указанные неорганические вещества обладают радиационной и нейтронной стойкостью, не образуют взрывоопасных смесей. Новые подходы к выбору компоновочных решений технологических процессов, оборудования и автоматизация их работы приведут к созданию экологически чистой, экономически выгодной технологии при полном замыкании ЯТЦ в пределах производственной площадки каждой атомной станции.

Новой Стратегией должно предусматриваться создание единого автоматизированного энергетического комплекса “ядерный реактор, сжигающий делящиеся материалы на тепловых или быстрых нейтронах – линия пристанционный радиохимический завод с его расположением под землей в металлическом корпусе с герметизацией всех вводов и выводов коммуникаций, всех входов и выходов технического персонала по хорошо отработанному способу герметизации подводной лодки”.

Указанные компоновочные решения ядерного комплекса позволят создать необходимое количество барьеров безопасности и полностью исключить возможность его разрушения, как за счет техногенных (наводнение, землетрясение, смерч и др.), непреднамеренных (падение самолета и др.) и преднамеренных террористических воздействий. Только после создания промышленного модуля нового поколения и демонстрации всех его преимуществ (безопасность, экология, экономика) можно утверждать о возможности энергообеспечения человечества за счет использования самого концентрированного источника энергии, которым является ядерная энергия. Созданный ядерный энергетический модуль на основе Стратегии нового поколения станет прототипом для развития “большой” ядерной энергетики во всем мире.