Статьи

Быстрые - шаг вперёд к технологии вывода

Блок с БН-600 продлён до 2040 года

На Ленинградской АЭС завершились испытания ТУК для перевозок ОЯТ ВВЭР-1200

Китай - планы по гибридной станции

ЛАЭС-8 - залит первый бетон

Индия - Rajasthan-7 в сети

БФС-1 - физпуск критсборки для МОКС в ВВЭР-С

ЧМЗ - рекорд по производству оболочек

Россия и Мьянма подписали МПС по АСММ

Ленинград-6 - начался монтаж статора генератора

Документы

Генсхема-2042 (утверждённый вариант)

Конференции

TerraPower получила разрешение на подготовительные работы на площадке Natrium в штате Вайоминг

В мире статус действующего имеют 417 блоков, статус строящегося 62 блока - PRIS

В Димитровграде пройдёт молодёжная конференция специалистов предприятий Росатома и ФМБА России по развитию ядерных технологий

16-17 апреля 2025 года ОКБ ГИДРОПРЕСС проведёт XXV Международную конференцию молодых специалистов

В Москве отметили 125-летие со дня рождения Н.А.Доллежаля

Пресс-релизы

Врачи-онкологи познакомились с производством медицинских изделий в Физико-энергетическом институте

Памяти товарища - Красимир Христов

Более 10 заявок подали работники Физико-энергетического института для участия в отраслевой программе признания Человек года Росатома-2023

Новости ПО Старт

Новости ПО Старт

В Курчатове открыли мемориальную доску памяти ветерана атомной энергетики Германа Иванова

Более 13,7 млрд кВт-ч электроэнергии Смоленская АЭС выдала потребителям за 8 месяцев 2023 года

На Белоярской АЭС определили возможные технологии для переработки реакторного натрия

В Физико-энергетическом институте начались ремонтные работы в преддверии юбилея Первой в мире АЭС

Временный городок строителей Якутской АСММ открыт

Болгарский ядерный сайт

Влияние быстрых реакторов на вместительность горы Юкка - взгляд из США

Американская инициатива GNEP предусматривает возвращение Соединённых Штатов к использованию реакторов на быстрых нейтронах при одновременном сохранении в структуре атомной энергетики легководных реакторов. По замыслу архитекторов GNEP, новые быстрые реакторы станут выжигателями, а не бридерами. Такая система должна позволить сократить нагрузку на долгосрочное хранилище ОЯТ в горе Юкка.

Но идеальных технологий замыкания топливного цикла в природе не существует. При любом методе переработки ОЯТ, в отходы, предназначенные для захоронения в горе Юкка, будет попадать определённая часть урана и трансурановых элементов. Р.Ваджеланд из национальной лаборатории Айдахо и группа его коллег из Аргонна попытались сравнить, как отличаются между собой отходы переработки ОЯТ быстрых и тепловых реакторов.

Опираясь на достижимую по современным реалиям величину 99,9% очистки ОЯТ от актинидов, стронция и цезия, американские атомщики установили, что остаточное тепловыделение отходов от переработки ОЯТ быстрых реакторов будет на протяжении практически всего периода хранения выше, чем тепловыделение отходов от переработки ОЯТ тепловых реакторов. Обратная картина будет наблюдаться только в первые 30-35 лет. Виной тому станет повышенное содержание в ОЯТ быстрых реакторов трансурановых элементов.

    Рис.1. Зависимость от времени остаточного тепловыделения отходов от переработки ОЯТ быстрых и тепловых реакторов.

    Энерговыделение приводится в единицах Вт/(ГВт×сут).
    PWR - кривая для отходов переработки ОЯТ реакторов PWR.
    FR-CR 0.25 - кривая для отходов переработки ОЯТ быстрых реакторов с КВ=0,25.
    FR-CR 0.50 - кривая для отходов переработки ОЯТ быстрых реакторов с КВ=0,5.
    Для всех случаев предполагается, что ОЯТ охлаждалось до переработки на протяжении 5 лет.
    КВ определяется по всем трансурановым элементам, а не только по делящимся.

    Рис.2. Зависимость от времени остаточного тепловыделения актинидов в составе отходов от переработки ОЯТ быстрых и тепловых реакторов.

    Все обозначения и условия как для Рис.1.

Главным следствием более высокого остаточного тепловыделения станет то обстоятельство, что в один рукав (туннель) долгосрочного хранилища удастся загрузить меньшее количество отходов переработки ОЯТ быстрых реакторов, чем для случая тепловых реакторов. Понять, насколько сложнее станет работать с отходами ОЯТ быстрых реакторов, можно из Рис.3-5.

На Рис.3 предполагается, что ОЯТ легководных реакторов с выгоранием 50 ГВт×сут/т в количестве, позволившем произвести 55 ГВт×сут энергии (т.е., 1,1 тонны), может при отсутствии переработки занять в рукаве высоту 1 метр. В том же случае, если ОЯТ будет переработано, и из его состава будет удалено 99,9% актинидов, цезия и стронция, то на том же метровом отрезке удастся разместить отходы от топлива, произведшего 12375 ГВт×сут энергии. Иными словами, переработка ОЯТ с такой степенью очистки позволит увеличить ёмкость хранилища в горе Юкка в 225 раз.

    Рис.3. Загрузка ОЯТ легководных реакторов на отрезок высотой 1 метр в рукаве хранилища в горе Юкка.

    По высоте отложена максимально допустимая загрузка хранилища, ГВт×сут/м.
    По левой оси отложена доля цезия и стронция в ОЯТ, в абс.единицах.
    По правой оси отложена доля актинидов в ОЯТ, в абс.единицах ("1" означает отсутствие переработки ОЯТ).
    Цветом обозначен критерий выбора максимально допустимой загрузки:
          жёлтый - по максимальной температуре 96°C пространства между рукавами через 1000 лет;
          фиолетовый - по максимальной температуре 200°C стенок рукавов на момент закрытия хранилища (отключения воздушного охлаждения);
          синий - по максимальной температуре 200°C стенок рукавов на момент размещения отходов в хранилище.

На Рис.4 показано, как изменится картина для случая помещения в хранилище ОЯТ быстрых реакторов с КВ=0,18 (КВ по делящимся элементам = 0,44). Если такое ОЯТ не перерабатывать, то на 1 метре высоты удастся уложить отходы от производства всего лишь 2,7 ГВт×сут энергии, или в 20 раз меньше, чем для непереработанного ОЯТ тепловых реакторов! А при 99,9% извлечении актинидов, цезия и стронция эта величина составит 2606 ГВт×сут, или в 4,7 раза меньше, чем для переработанного с такой же эффективностью ОЯТ тепловых реакторов.

    Рис.4. Загрузка ОЯТ быстрых реакторов с КВ=0,18 на отрезок высотой 1 метр в рукаве хранилища в горе Юкка.

    Все обозначения и условия как для Рис.3.

Повышение КВ быстрого реактора до 0,8 (КВ по делящимся элементам = 1,04) позволит достичь существенного выигрыша в требуемых объёмах хранилища по сравнению с быстрыми реакторами с низким КВ. Хотя переработка ОЯТ для таких установок по-прежнему остаётся необходимым условием, результаты, достигаемые при уровне очистки 99,9% от актинидов, цезия и стронция, внушают большой оптимизм - на 1 погонный метр удастся загрузить топливо с энерговыработкой 8647 ГВт×сут, т.е. всего лишь в 1,7 раза меньше, чем для случая тепловых реакторов.

    Рис.5. Загрузка ОЯТ быстрых реакторов с КВ=0,8 на отрезок высотой 1 метр в рукаве хранилища в горе Юкка.

    Все обозначения и условия как для Рис.3.

Однако, делая индивидуальные расчёты для тепловых и быстрых реакторов, нельзя забывать, что инициатива GNEP предполагает совместную работу реакторных установок двух типов. Следовательно, одновременному размещению в долгосрочном хранилище будут подлежать отходы, получающиеся при переработке ОЯТ обоих типов реакторов.

Ваджеланд и его коллеги рассмотрели температурные режимы в хранилище для случая двух различных систем будущей атомной энергетики США:

  • одновременная работа тепловых реакторов и быстрых реакторов с КВ=0,25;
  • одновременная работа тепловых реакторов и быстрых реакторов с КВ=0,5.

В первой из рассматриваемых систем доля быстрых реакторов будет невысока - 27% генерации будут обеспечивать быстрые реакторы, и 73% - тепловые. В этом случае, как показали расчёты, при условии 99,9% выделения из ОЯТ актинидов, цезия и стронция после 25-летней выдержки на 1 погонный метр хранилища станет возможным уложить отходы, соответствующие энерговыработке 13094 ГВт×сут.

Температуры в контрольных точках (контейнеры, рукав, стенки рукава и пространство между рукавами) показаны на Рис.6. Ограничивающим фактором является температура стенки рукава, достигающая в момент загрузки отходов в хранилище предельно допустимого значения 200°C. Ответственность за это лежит, в основном, на короткоживущих осколках деления.

    Рис.6. Зависимость от времени температур в хранилище для предельной загрузки ОЯТ в первой системе.

    Красная линия - температура в контейнере.
    Чёрная линия - температура на стенке рукава.
    Синяя линия - температура в рукаве.
    Прерывистая линия - температура между рукавами.
    Airflow turned off - момент "закрытия" хранилища и отключения теплосъёма путём воздушного охлаждения.

Во второй системе доля быстрых реакторов должна быть увеличена по сравнению с первой. Следует напомнить, что по идеологии GNEP роль реакторов на быстрых нейтронах сводится к выжиганию трансурановых элементов, а не к расширенному воспроизводству ядерного топлива. При КВ=0,5, доля быстрых реакторов в общем балансе атомной энергетики составит 37%.

Увеличение количества быстрых реакторов приводит к снижению вместительности хранилища из-за большего остаточного тепловыделения в их ОЯТ. С другой стороны, рост КВ благотворно сказывается на характеристиках ОЯТ (ср. Рис.4 и Рис.5). В результате, как показывают расчёты, предельная загрузка ОЯТ реакторов второй системы в хранилище составит 12947 ГВт×сут, что практически равно величине предельной загрузки для первой системы.

    Рис.7. Зависимость от времени температур в хранилище для предельной загрузки ОЯТ во второй системе.

    Все обозначения и условия как для Рис.6.

Полученный результат имеет для американской стратегии развития атомной энергетики принципиальное значение. Повышение КВ быстрых реакторов, работающих в одной системе с тепловыми реакторами, не будет негативно влиять на такой параметр, как объёмы долгосрочного хранилища ядерных отходов. А это означает, что в будущем американские атомщики смогут задуматься о возвращении от концепции выжигателей к концепции "самодостаточных" быстрых реакторов или даже реакторов-бридеров.

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru

ДАТА: 18.04.2008

Темы: ОЯТ, США, GNEP

Вестингауз - напоминание про AP-1000
Компания Westinghouse ведёт активную лоббистскую работу с американскими законодателями и чиновниками с целью напомнить о своём проекте AP-1000.
В Соединённых Штатах до сих пор построено всего два блока с такими реакторами (Vogtle-3/4, Вогл- 3/4), причём строительство проходило с большими задержками и перерасходами.
А вот в Китае этот проект получил признание и успешно реализуется на серийной основе, хотя и в локализованном формате CAP-1000.
Рассчитывая получить новые заказы на энергоблоки с AP-1000 на волне очередного всплеска интереса к атомной энергетике в США, топ-менеджеры Westinghouse и представители более чем 30 компаний-поставщиков провели в Вашингтоне свыше 80 встреч с законодателями и чиновниками.
Издание E&E Daily цитирует Дэна Липмана, отвечающего в Westinghouse за направление энергетических систем...


Мелитопольский университет будет готовить кадры для ЗАЭС

Гана определилась с потенциальными поставщиками для первых АЭС

Третий блок Курской АЭС остановлен на ППР

Первый блок Кольской АЭС включён в сеть после ППР

Вестингауз хотел бы поставлять топливо на АЭС Пакш-2 - чиновник США

Новости ПО Старт

Правительство Фиджи хочет купить микрореактор для океанского судна

Комплекс по опреснению морской воды начал работу на площадке АЭС Аккую

На Ленинградской АЭС завершились испытания ТУК для перевозок ОЯТ ВВЭР-1200

В Белоруссии новый министр энергетики

Правительство ЮАР выделило 66 млн долларов на нужды строительства нового исследовательского реактора

Стартап Marvel Fusion привлёк новые инвестиции

CNNC провела совещание с китайскими банками по проекту первой очереди АЭС Xuwei

Монтаж секций стальных контейнментов продолжается на двух блоках АЭС Zhangzhou

Замена парогенератора на шестом блоке АЭС Козлодуй не является целесообразной - станция

Глава Росатома и врио губернатора Курской области обсудили сотрудничество на 2025-2027 годы

Хранилище дизтоплива проверили на Запорожской АЭС

В мире статус действующего имеют 417 блоков, статус строящегося 61 блок - PRIS

Стартап Focused Energy заключил в Германии два соглашения по лазерному термояду

Мощность блока Qinshan-2-2 повысили на 33 МВт


Rambler's Top100 Рейтинг@Mail.ru

Поиск по сайту:


      © AtomInfo.Ru – независимый атомный информационно-аналитический сайт, 2006-2025.
      Свидетельство о регистрации СМИ Эл №ФС77-30792.
      ATOMINFO™ - зарегистрированный товарный знак.
      Использование и перепечатка материалов допускается при указании ссылки на источник.