sdfsdfdvdfefedfefdefdsfbsbffsbfs dfvdfvdfv dfvdfvd dfvfvdf dvdfvd dfvdfvd ddfvdfv dfvdfbfgnh ykyukyr rgee2 werwerwed dfvdfvdv fvdffvd fdfvdfv dfvdfvdfv dddvdfdvdfvdbffgggg sdfsfdsdfsdf wefwewef

1. Томский политехнический университет
Открытый и замкнутый ядерные топливные циклы:
преимущества и недостатки
Шаманин И. В.

2. Замкнутый и открытый ЯТЦ.
Отличия ?
Экономически оба варианта обращения с ОЯТ — переработка с последующим
вечным хранением радиоактивных отходов или вечное хранение ОЯТ без
переработки — примерно равноценны.

3. Замкнутый ЯТЦ.
Преимущества
Замкнутый топливный цикл обеспечивает:
• снижение темпов расходования урана;
• вовлечение в цикл плутония,
• снижение радиоактивности и токсичности материалов для вечного
хранения,
• упрощение проблемы обеспечения нераспространения ядерных
материалов,
• улучшение перспективы экспорта реакторов,
• стабильную работу АЭС независимо от добычи урана,
• использование ценных радионуклидов и трансурановых элементов.

4. Открытый ЯТЦ.
Проблемы
В пользу замкнутого ЯТЦ по сравнению с открытым свидетельствуют также
следующие трудности открытого цикла:
• Ненадежность прогнозирования безопасности хранения отработавшего топлива
на тысячи лет (ничтожность опыта хранения по сравнению с конечным сроком
хранения);
• Отсутствие данных по длительной устойчивости конструкционных материалов;
необходимость большого расхода дорогостоящих материалов при захоронении
ОЯТ;
• Отсутствие методов расчета для подтверждения безопасности захоронения
ОЯТ;
• Необходимость специальных геологоразведочных работ большого объема;
• Невозможность осуществления радиационно-эквивалентного захоронения.
НО! Эти же трудности (без исключения!) характеры и для Замкнутого ЯТЦ

5. Количество Pu в ядерной энергетике
в зависимости от типа ЯТЦ
1 - открытый ЯТЦ, тепловые реакторы;
2 - замкнутый уран-плутониевый ЯТЦ, тепловые и быстрые реакторы;
3 - замкнутый уран-плутониевый-ториевый ЯТЦ, тепловые и быстрые реакторы

6. Варианты организации замкнутого ЯТЦ
Всерьез и аргументировано рассуждать о преимуществах и недостатках
замкнутого ЯТЦ вынужден тот, для кого это жизненно необходимо.

7. Общий результат сравнения
При использовании ториевых реакторов AHWR можно на порядок
улучшить утилизацию плутония из легководных реакторов, причём
остаточный плутоний будет состоять, в основном, из сырьевых
изотопов, а количество младших актинидов в ОЯТ AHWR будет в
несколько раз меньше, чем в ОЯТ быстрых реакторов.

8. Дискуссионные факты
А. Сумма твёрдых и отверждённых отходов будет иметь гораздо меньший
объём по сравнению с суммой жидких отходов (это ЗЯТЦ), но она не будет
меньше объёма упакованных в соответствующие пеналы отработавших
сборок (это ОЯТЦ)
Б. Имеются результаты расчётов, говорящие о большей стоимости
переработки ОЯТ по сравнению с его прямым захоронением

9. Что есть замкнутый ЯТЦ ?
Как бы мы не старались – замкнуть ЯТЦ полностью в принципе невозможно.
Поэтому, говоря о замкнутом ЯТЦ, по большому счету мы говорим об открытом
ЯТЦ с многократным использованием наработанных делящихся и
неизрасходованных воспроизводящих ядерных материалов.
Замкнутый ЯТЦ – это усовершенствованный (насколько это сейчас видится и
возможно) открытый ЯТЦ с интенсивным (а не экстенсивным, как ранее)
использованием ядерного топлива и сырьевой базы.

10. «Реакторные» проблемы
1. Низкая эффективность использования топливного потенциала и нейтронного
потока, в частности.
Эта проблема (ЕСЛИ ЕЕ НЕ РЕШАТЬ)останется и для замкнутого ЯТЦ
2. Относительно короткая топливная компания энергетических реакторов,
обуславливающая большой объем потенциально опасных перевозок ОТВС и
значительные затраты на захоронение высокоактивных РАО.

11. «Реакторные» проблемы
Серьезную тревогу вызывает полное отсутствие вывоза ОЯТ со станций с
реакторами РБМК, ЭГП и АМБ (переработка ОЯТ этих реакторов экономически
нецелесообразна).
В настоящее время все имеющиеся хранилища РАО практически заполнены.
Свободный объем позволяет обеспечить эксплуатацию всех российских АЭС
по ТРО – в течение 5, по ЖРО – 8 лет.
Рост количества ОЯТ, хранимого на площадках АЭС, снижает ядерную и
радиационную безопасность.

12. Проблемы «ядерной индустрии»
• Значительные технические проблемы и постоянный рост расходов
сопровождают попытки строительства новых энергоблоков, в частности,
строительство обоих реакторов типа EPR – во Франции и в Финляндии – уже на
несколько лет отстает от графика и на несколько миллиардов превышает
первоначальный бюджет.
• Мощности по производству компонентов реакторов ограничены несколькими
единицами в год и обеспечиваются несколькими компаниями лишь в
нескольких странах.
• Нехватка урана для обеспечения существующих реакторов: потребность в
уране в 2007 году достигла 69000 тонн, при том что произведено в этом же году
было 41300 тонн. Разведанных и гарантированных запасов урана в мире хватит
на удовлетворение существующих потребностей не более чем на несколько
десятилетий, а когда они будут исчерпаны, углеродные выбросы, связанные с
ядерным топливным циклом, существенно возрастут.

13. Проблемы «ядерной индустрии»
• Недостаток сырья, вызванный огромными потребностями в стали и бетоне.
• Недостаток квалифицированных инженеров, инспекторов и персонала для
безопасной эксплуатации и надзора за работой ядерных объектов.
• Длительный производственный цикл. Даже в странах с развитой
инфраструктурой время, требующееся за планирование, согласование и
строительство нового реактора, не говоря о введении в эксплуатацию,
составляет 10-15 лет. В странах, только начинающих свои ядерные программы,
этот срок будет большим.

14. Приоритет ближайшей стратегии
развития ЯЭ
Приоритет – реализация освоенных технологий, поскольку
полувековый опыт – надежная гарантия успеха.
Тепловые реакторы с водой под давлением (ВВЭР) – это сегодняшняя база.
Они обеспечивают в основном генерацию электричества, но могут работать в
комбинированном цикле вместе с производством тепла.
Быстрые реакторы (БН) могут быть использованы в виде дожигателей
(бридеров), которые будут уничтожать актиниды. Все ядерные энергоблоки
эксплуатируются в устойчивом режиме с уровнем безопасности (базирующемся
на принципе глубокоэшелонированной защиты), соответствующим лучшим
показателям зарубежных АЭС.
Все это – и бридеры и замкнутый ядерно-топливный цикл (ЯТЦ) – уже давно
освоено, и вопрос состоит только в масштабах промышленного использования
этих технологий.

15. Направления исследований
Так куда же направить интеллектуальные и финансовые ресурсы?
На разработку новых типов ЯР ?
или
на разработку новых материалов и тщательное изучение физики ядерного
топлива
+
усовершенствование имеющихся и разработку новых технологий
переработки ОЯТ ?
!!!Подавляющее количество «штатных жидких и газообразных выбросов в ЯТЦ»
происходит при «химической переработке топлива»!!!
!!!даже в самой замысловатой схеме организации замкнутого ЯТЦ ожидаемое!!!
значение выгорания составляет не более 55 ГВт сут/ т.
Если учесть тот факт, что уже сегодня выгорания превышают эти 50 ГВт сут/ т
при использовании топлива в 4-х годичных и 5-ти летних кампаниях, а при
использовании освоенной технологий “coated particles”, диспергированных в
графитовую матрицу, выгорания достигнут значений около 100 ГВт сут/ т, то
следует обратить внимание на то, что далеко
не все ресурсы физики ядерного топлива и ядерного материаловедения
на сегодня задействованы.

16. “Временно забытые” потенциальные
возможности
• РУ: 3-х целевые высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
МГР-Т (ОКБМ, Нижний Новгород) – генерация электричества, генерация
высокопотенциального тепла, генерация водорода
• Дисперсионное ядерное топливо ( “coated particles”)
• Вовлечение тория в ЯТЦ
Реакторы с загрузкой торием начинают “выигрывать” у урановых аппаратов с точки зрения удельного
расхода делящихся материалов при выгораниях 45-50 ГВт×сут/т. Это вызвано в 2,5 раза более
высокой равновесной концентрации в реакторе изотопа 233
U по сравнению с 239
Pu Некогда такие
глубины выгораний считались недостижимыми из-за проблем с конструкционными
материалами и т.д., но в наши дни атомная отрасль успешно их освоила.
Темпы образования долгоживущих младших актинидов в ториевых реакторах значительно снижены по
сравнению с урановыми и уран-плутониевыми установками. Актиниды с массами свыше 237
будут накапливаться в нём в пренебрежимо малых количествах
При использовании рециклированного урана из ОЯТ тепловых реакторов, работающих в урановом ЯТЦ,
или плутония из ОЯТ MOX-топлива для тепловых реакторов потребуется повышать обогащение
в свежей загрузке из-за присутствия в топливе значимых концентраций неделящихся изотопов
236
U, 240
Pu, 242
Pu. В ториевом цикле эта проблема стоит менее остро, и рециклирование ОЯТ
ториевых реакторов станет целесообразной с экономической и иных точек зрения.