Ядерний паливний цикл у Франції сьогодення та майбутнє, Атомна енергія 2

Поводження з ядерним паливом до і після його опромінення в реакторі є найбільш важливим питанням для забезпечення сталого розвитку ядерного паливного циклу та економіки атомної енергетики.

Початкова стадія (front end) ядерного паливного циклу включає всі операції з видобутку руди, вилучення та концентрації урану, його очищення та збагачення, виробництва тепловиділяючих збірок. Початкові етапи циклу мають вирішальне значення задля забезпечення паливом існуючого парку легководних реакторів.

Завершальний етап (back end) ЯТЦ передбачає поводження з відпрацьованим паливом, з урахуванням як його енергетичного потенціалу (що залишається дуже високим), так і ризиків для безпеки, які є ВЯП, у тому числі вмісту в ньому високоактивних довгоживучих радіонуклідів.

При виконанні дослідницьких робіт основна увага має приділятися системам (реакторним та ядерним циклам), які дозволяють повторне використання енергетичних матеріалів, оскільки саме вони здатні забезпечити довгостроковий сталий розвиток атомної енергетики. Існуючий на даний час у Франції варіант промислового ядерного паливного циклу надійно забезпечує досягнення зазначених цілей через такі обставини:

існуючі технології ґрунтуються на десятиліттях досвіду, завдяки чому досягається їхня висока експлуатаційна ефективність, економічність та наявність рішень щодо поводження з відходами;
визначено різні шляхи подальшого вдосконалення існуючих технологій, що забезпечують виконання більш суворих вимог щодо економічності, безпеки, скорочення обсягів РАВ та захисту від поширення ядерних матеріалів.

Існуючий цикл використання ядерних матеріалів

Прийнятий нині у Франції варіант циклу використання ядерних матеріалів ґрунтується на «замкнутому» підході до його реалізації (рис. 1).

Для забезпечення паливом 58 реакторів з водою під тиском на рік потрібно близько 1000 т збагаченого урану, для чого необхідно переробити 8000 т природного урану з щорічним накопиченням 7000 т збідненого урану. Поводження з ядерними матеріалами, одержуваними в результаті переробки оксидного уранового (UOX) відпрацьованого палива, здійснюється за наступною схемою:

вилучений плутоній рециклюється у вигляді МОКС-палива (близько 120 т) частини реакторного парку;
вилучений уран (близько 950 т) може бути повторно збагачений для виробництва 150 т палива (RepU – регенерований уран), що використовується на низці енергоблоків;
решта матеріалу, у тому числі продукти поділу та мінорні актиніди (близько 40 т), є «остаточними відходами», що підлягають засклінню та тривалому зберіганню з подальшим похованням у глибоких геологічних формаціях*.

Паливо, що відпрацювало МОКС- і RepU, в даний час не переробляється і зберігається в басейнах витримки, з метою подальшого повернення в ядерний паливний цикл реакторів четвертого покоління.

Технології, що забезпечують поводження з відпрацьованим паливом та його повторне використання, вийшли на широкомасштабний промисловий рівень після десятиліть науково-дослідних та проектно-конструкторських робіт, у результаті яких було значно вдосконалено ПУРЕКС-процес, досягнуто дуже високих значень коефіцієнта повернення ядерних матеріалів (понад 99%). ) з утворенням дуже невеликих обсягів вторинних відходів.Перероблено загалом 25000 т ВЯП та вироблено майже 2000 т МОКС-палива на заводах «Кадараш» та «Мелокс», з використанням таблеткової технології (процес «подрібнення – змішування – спікання»), яка також була вдосконалена.

Таким чином, реалізована на цьому етапі у Франції стратегія повторного використання ядерних матеріалів дає кілька важливих переваг, таких як:

економія природних ресурсів урану (близько 25%);
утворення відходів, що не містять плутоній, які кондиціонуються у високонадійній склоподібній матриці, що відповідає сучасному міжнародному стандарту; вона має довговічність і дуже високу стійкість до корозії при зберіганні (швидкість корозії – кілька мікронів на століття);
припинення накопичення плутонію, оскільки весь плутоній, що витягується з UOX-палива, використовується для виробництва МОКС-палива.

Нарешті, дана схема забезпечує створення у вигляді відпрацьованого МОКС-палива стратегічних резервів плутонію для використання у майбутніх реакторах четвертого покоління. При цьому плутоній зберігається у безпечній та концентрованій формі, готовий до майбутнього використання. Поводження з МОКС-паливом, що відпрацював, може виконуватися практично за тією ж схемою, що і з відпрацьованим UOX-паливом, що було продемонстровано при натурних випробуваннях на заводі «Ла Аг».

Описана стратегія може застосовуватися без змін і при заміні існуючих енергоблоків на реактори третього покоління, і, що важливіше, відкриває можливості для повністю сталого розвитку ядерно-енергетичної системи на основі швидких реакторів четвертого покоління.

Ядерно-енергетичні системи майбутнього

Стратегія реалізації ядерного паливного циклу маєключове значення для вирішення таких проблем, як економія природних ресурсів, зниження впливу на довкілля та ядерне нерозповсюдження. Повторне використання цінних ядерних матеріалів необхідне через стійке підвищення вартості урану і плутонію, що зберігаються в даний час у вигляді відпрацьованого МОКС- і RepU-палива, а також для оптимального використання матеріалів, що діляться ( 235 U і 239 Pu) і величезних запасів збідненого урану, багатого 238 U і що знаходиться у відвалах збагачувальних виробництв.

Технології майбутнього повинні дотримуватися принципу багаторазового повторного використання плутонію аж до його повної утилізації. Відповідно, цей принцип має враховуватись на всіх етапах ядерно-енергетичних циклів майбутнього, включаючи front end, back end та експлуатацію реакторних установок.

На початку циклу необхідно мати на увазі, що у довгостроковій перспективі використання енергетичного потенціалу 238 U спрощує реалізацію стадії front end, оскільки відпадає необхідність у видобутку, концентруванні та збагаченні урану (рис. 2). У цьому випадку Франція зможе покладатися на власні значні запаси збідненого урану, що перетворюється на плутоній, що ділиться в реакторах відповідного типу. Цілком очевидно, що відмова від збагачення значно спростить вирішення питання нерозповсюдження ядерних матеріалів.

На стадії back end можуть бути розвинені необхідні технології переробки палива, що відпрацювало, і виробництва МОКС-палива за рахунок вдосконалення існуючих гідрометалургійних методів. Технічна реалізованість рециклювання палива швидких реакторів з використанням існуючих технологій вже доведена (на заводах «Ла Аг» та «Мелокс» було перероблено та рецикловано 20 т ВЯП реактора «Фенікс»), однак для створенняповністю оптимізованого технологічного процесу необхідне виконання комплексних науково-дослідних, проектних та конструкторських робіт. Фактично властивості реактора на швидких нейтронах припускають використання палива (навіть оксидного), що відрізняється від палива легководних реакторів – за вмістом плутонію, спектрів продуктів поділу, вищої робочої температури, матеріалів оболонок твелів. Навіть незважаючи на те, що було продемонстровано принципову технічну можливість його переробки, необхідна доопрацювання процесу для його адаптації до властивостей конкретних типів палива.

Серед інших напрямів, що отримали розвиток останніми роками, слід відзначити розробку нової технології виділення мінорних актинідів та лабораторне обґрунтування (з використанням імітаторів палива) можливості її впровадження як додаткової функції на переробних заводах типу «Ла Аг».

При експлуатації реакторних установок певні фізичні властивості (погіршення ізотопного складу) опроміненого плутонію не дозволяють виконувати багаторазове рециклування, незважаючи на те, що сучасні легководні реактори добре пристосовані до циклу з одноразовим повторним використанням ядерних матеріалів. Реактори на швидких нейтронах набагато більше придатні для цього, фактично ізотопний склад після кількох циклів навіть стабілізується.

Таким чином, стратегічне бачення майбутньої ядерно-енергетичної системи Франції ґрунтується на замкнутому циклі зі швидкими реакторами. Цей підхід лежить в основі проекту зі створення установки ASTRID – реактора четвертого покоління з натрієвим теплоносієм. Даний проект, який розвивається з використанням великого досвіду установок «Фенікс» та «Супефенікс», спрямований на відпрацювання абсолютно новихтехнологій для забезпечення дотримання всіх вимог до установок четвертого покоління з безпеки та економічності. До них відносяться принципово нова конструкція активної зони, що запобігає виникненню «пустотного ефекту», нові теплообмінні системи, що запобігають реакції води і натрію, нові вимірювальні системи для контролю умов роботи і т.д. Крім використання уранових та плутонієвих ресурсів, реактори на швидких нейтронах здатні забезпечити дотримання та інших вимог, зокрема, випалювання мінорних актинідів (нептунія, америція, кюрія), що у перспективі вирішує питання їх утилізації.

Існуючі технології, реалізовані сьогодні у Франції, є цінними як для нинішнього варіанту ядерного паливного циклу та оптимізованої схеми поводження з відходами, так і для досягнення довгострокової мети – сталого розвитку ядерно-енергетичної системи країни. Слід особливо наголосити на необхідності розробки гнучких технологічних рішень для розвитку таких систем. АЕС майбутнього будуть експлуатуватися в рамках еволюціонуючого парку енергоблоків, що складається з реакторів різних типів (легководних та швидких четвертого покоління), відповідаючи все більш жорстким вимогам – спочатку багаторазове рециклювання урану та плутонію, потім і повна утилізація плутонію, а надалі, можливо, мінорних актинів. .

Беар Крістоф директор Департаменту з атомної енергії Комісаріату з атомної енергії Франції