10.4. Замкнутый топливный цикл рбн с пироэлектрохимической переработкой оят.

На основании проведенных исследований в НИИАР был разработан замкнутый топливный цикл (ЗТЦ) реакторов на быстрых нейтронах с использованием пироэлектрохимической технологии переработки ОЯТ. Принципиальная схема ЗТЦ реакторов на БН приведена на рис. 4.

Исследования и разработки, выполняемые в НИИАР (и в научных центрах других стран), показывают, что пирохимическая переработка ОЯТ в солевых расплавах отличается:

• высокой химической и радиационной стабильностью технологических сред,

• высокой емкостью по растворению (> 30 % мас.),

• улучшенной защищенностью против попыток нарушения режима нераспространения ядерных материалов,

• возможностью реализации процесса в одном компактном аппарате, что приводит к сокращению производственных расходов,

• возможностью минимизации объема ВАО посредством концентрирования ПД в твердом состоянии,

• возможностью изготовления топлива непосредственно из конечных продуктов переработки,

• возможностью переработки топлива различных типов без изменения оборудования.

Рис. 4. Топливный цикл РБН с пироэлектрохимической переработкой ОЯТ

Предполагается, что накопленный опыт пироэлектрохимической технологии переработки ОЯТ является важным шагом на пути ее внедрения в XXI веке в промышленном масштабе.

10.5. Концепция атэк.

Использование пироэлектрохимической технологии переработки ОЯТ в солевых расплавах и метода виброупаковки позволило разработать концепцию атомного топливно-энергетического комплекса, АТЭК, объединяющего на одной площадке модульный реактор на быстрых нейтронах и завод по переработке топлива и изготовлению ТВЭЛов. Технологическая схема АТЭК приведена на рис. 5. В разработанной концепции ЯТЦ предполагается использовать реакторы на быстрых нейтронах типа БМН-170. Целью внешнего топливного цикла реакторов является обеспечение оптимального рецикла компонентов топлива.

Рис. 5. Концепция АТЭК

Использование технологий “сухой” переработки ОЯТ и виброупаковки позволяет:

• минимизировать количество ядерных материалов, находящихся на площадке за счет сокращения времени от выгрузки ОЯТ из реактора до его переработки;

• обеспечить приемлемую экологическую безопасность используемых технологий как в нормальных, так и в аварийных условиях за счет локализации радиоактивности в небольших замкнутых объемах и отсутствия агрессивных жидкостей;

• обеспечить устойчивую работу активной зоны реактора БМН-170 при любых условиях за счет использования виброупакованных топливных стержней, которые характеризуются лучшими эксплуатационными свойствами, чем обычно используемое топливо из таблеток.

Используемые при изготовлении топлива грануляты получают:

1. Гранулят UO₂  при пироэлектрохимической грануляции мелкодисперсного порошка урана.

2. Концентрированный гранулят PuO₂  при пироэлектрохимической переработке топлива активной зоны.

3. Гранулят UO₂  из катодного осадка, образовавшегося при пироэлектрохимической переработке топлива после отделения PuO₂.

4. Гранулят UO₂  после термовакуумной обработки стержней бланкетных зон.

Для снижения расходов на реализацию концепции АТЭК гранулят (3) не очищают от плутония и ПД, а отправляют на хранение. Гранулят (4) используют непосредственно после снятия оболочек с топливных стержней. Новые сборки для бланкетных зон будут изготавливаться из свежего урана.

Особенностью предложенной концепции является то, что в ее рамках может быть осуществлен рецикл минорных актиноидов (Np, Am, Cm).

Современное состояние исследований в НИИАР определяется двумя основными направлениями:

• адаптацией технологии пироэлектрохимической переработки ко всем возможным объектам, включая топливные циклы всех существующих и перспективных реакторов, в том числе, реакторов на тепловых нейтронах,

• комплексное подтверждение безопасности как собственно технологии переработки, так и топливного цикла в целом.

Помимо этого НИИАР ведет исследовательские программы по разработке и экспериментальному обоснованию перспективных топливных циклов. Это, в частности:

• совокупные демонстрационные эксперименты по пироэлектрохимической переработке облученного оксидного топлива и подготовка к рециклу в реакторах на быстрых нейтронах,

• экспериментальная программа по подготовке отходов пироэлектрохимической переработки к захоронению,

• разработка нового высокоэффективного промышленного оборудования (в том числе, и для переработки топлива реакторов LWR),

• разработка многопараметрической расчетной модели пироэлектрохимической технологии,

• экспериментальные исследования возможности использования виброупакованного топлива в реакторах на тепловых нейтронах,

• демонстрационная программа DOVITA  экспериментальное подтверждение осуществимости топливного цикла быстрых реакторов для сжигания актиноидов (и отдельные эксперименты по сжигания плутонию в рамках программы CAPRA)^*),

• исследования и проверка возможности использования пирохимической технологий для перевода военного плутония в PuO₂ (например, программа AIDA-МОХ),

• концептуальные и экспериментальные исследования других возможностей использования “сухих” технологий (топливный цикл для ядерных установок с топливом в виде солевого расплава, рецикл обогащенного бора из облученных контрольных стержней, перевод UF₆ в UO₂ и др.).

Большая часть этих исследований осуществляется в рамках двухсторонних международных программ и контрактов. Основные направления деятельности НИИАР по программе разработки ЯТЦ:

• разработка, моделирование, испытания и конструирование нового оборудования для переработки облученного топлива реакторов на быстрых и на тепловых нейтронах,

• разработка и испытания методов подготовки ВАО пирохимической переработки к долговременному хранению,

• концептуальные исследования промышленной пирохимической переработки и виброупаковки топлива,

• демонстрация топливного цикла с сжиганием малых актиноидов и внутриреакторные исследования,

• рецикл переработанного топлива в реакторах БОР-60 и др.,

• демонстрация перевода военного плутония в PuO₂ и облучение МОХ-топлива в энергетических реакторах,

• разработка, внутриреакторные испытания и анализ безопасности использования виброупакованного МОХ-топлива в реакторах,

• демонстрация виброупакованных топливных стержней в аварийных условиях а реакторах LWR и РБН.

*⁾ CAPRA – Международная (Россия, Франция, Германия, Нидерланды) исследовательская программа для изучения возможности “сжигания” плутония в смешанных уран-плутониевых, уран-плутоний-нептуниевых оксидных топливах с высоким содержанием Pu и в безурановых плутониевых топливах.