Отраслевая конференция ЗЯТЦ

Отраслевая конференция "Замыкание топливного цикла ядерной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронах"

Реализуемый Госкорпорацией "Росатом" проект "Прорыв" нацелен на достижение нового качества ядерной энергетики, разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на базе реакторов на быстрых нейтронах, развивающих крупномасштабную ядерную энергетику. В реализации проекта участвуют более 30 организаций.

Цель работы в рамках проектного направления "Прорыв" – создание ядерно-энергетических комплексов, включающих в себя АЭС, производства по регенерации (переработке) и рефабрикации ядерного топлива, подготовке всех видов РАО к окончательному удалению из технологического цикла для крупномасштабной ядерной энергетики, отвечающих базовым требованиям:
1. Исключение аварий на АЭС, требующих эвакуации, а тем более отселения населения;
2. Обеспечение конкурентоспособности ядерной энергетики в сравнении с альтернативной генерацией, в первую очередь, с парогазовыми установками, но также и солнечными и ветровыми станциями при учёте всех затрат топливных циклов (на основе сравнительного анализа LCOE);
3. Формирование ЗЯТЦ для полного использования энергетического потенциала природного уранового сырья;
4. Последовательное приближение к радиационно-эквивалентному (по отношению к природному сырью) захоронению РАО;
5. Технологическое укрепление режима нераспространения (последовательный отказ от обогащения урана для ядерной энергетики, наработки оружейного плутония в бланкете и выделения при переработке ОЯТ, сокращение транспортировки ядерных материалов).

Опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК)
На территории Сибирского химического комбината возводится опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК) в составе энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и замыкающего ядерный топливный цикл пристанционного завода, который включает в себя модуль переработки (МП) облученного смешанного уран-плутониевого (нитридного) топлива и модуль фабрикации/рефабрикации (МФР) для изготовления стартовых твэлов из привозных материалов, а впоследствии твэлов из переработанного облученного ядерного топлива.

ОДЭК впервые в мире должен продемонстрировать устойчивую работу полного комплекса объектов, обеспечивающих замыкание топливного цикла.
Пристанционный вариант организации топливного цикла (ПЯТЦ) позволяет отработать технологии "короткого топливного цикла" в минимальные сроки в пределах одной площадки.Пристанционный топливный цикл, состоящий из двух основных модулей – МФР и МП, имеет общую систему обращения с радиоактивными отходами (РАО). На первом из них впервые в мире создается опытно-промышленное производство смешанного нитридного топлива на основе энергетического плутония и обеднённого урана с использованием технологии карботермического синтеза.

Модуль фабрикации и рефабрикации (МФР)
Единый модуль фабрикации и рефабрикации топлива позволяет работать как с исходными материалами, так и с продуктами переработки ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300, а также предусматривает включение в топливо минорных актинидов для последующей их трансмутации.

Наиболее существенные результаты получены в разработке технологии плотного нитридного смешанного уран-плутониевого топлива. Экспериментальные тепловыделяющие сборки, изготовленные на АО "СХК", доказали свою эффективность в ходе реакторных испытаний и по итогам послереакторных исследований.

Завершена постановка в БН-600 18-ти ТВС (более 1000 твэлов) для обоснования работоспособности твэлов РУ БРЕСТ-ОД-300 и БН-1200. Во время испытаний не было ни одной разгерметизации оболочек при максимальном выгорании до 7,5% т.а., которое превышает выгорание, достигнутое на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Послереакторные исследования 6 экспериментальных ТВС (КЭТВС и ЭТВС) со смешанным нитридным и оксидным уран-плутониевым топливом показали, что дефектов конструктивных элементов не выявлено и твэлы сохранили герметичность. Облучение ЭТВС-11 в РУ БН-600 в течение 7 микрокампаний обеспечило обоснование работоспособности твэлов стартовой загрузки РУ БРЕСТ-ОД-300.

Полученные результаты дают основание для продолжения работ по обоснованию использования смешанного нитридного топлива при создании РУ БРЕСТ-ОД-300.
В данный момент идет подготовка к проведению монтажных и пуско-наладочных работ технологического оборудования МФР.

БРЕСТ
Ключевым элементом ОДЭК является первый в мире инновационный демонстрационный опытно-промышленный энергоблок на базе быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, в полной мере реализующий принципы "естественной безопасности".
Особенности реактора позволили отказаться от больших объёмов гермооболочки, ловушки расплава, большого объема обеспечивающих систем, а также снизить класс безопасности внереакторного оборудования.

Интегральная конструкция реакторной установки позволяет локализовать течи теплоносителя в объеме корпуса РУ и исключить осушение активной зоны. Это исключает аварии, требующие эвакуации населения.

В соответствии с дорожной картой создания опытно-демонстрационного энергокомплекса, получены результаты НИОКР в обоснование основного оборудования, изделий активной зоны, конструкционных материалов, технологии свинцового теплоносителя реакторной установки (РУ) БРЕСТ-ОД-300, проведена верификация расчетных кодов. Технические решения по оборудованию РУ БРЕСТ-ОД-300 экспериментально обоснованы на макетах компонентов оборудования.

Получены положительные заключения Главной государственной экспертизы на проектную документацию энергоблока с РУ БРЕСТ-ОД-300.
Были разработаны и согласованы со всеми заинтересованными организациями вторые редакции ФНП "Требования к устройству и безопасной эксплуатации корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерной установки со свинцовым теплоносителем" (НП-117), "Требования к обоснованию прочности корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерных установок со свинцовым теплоносителем" (НП-118) и вторые редакции стандартов Госкорпорации "Росатом" "Обеспечение целостности корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерной установки со свинцовым теплоносителем" по темам (16 стандартов) в поддержку НП-117 и НП-118.

Модуль переработки (МП)
На модуле переработки ОДЭК предполагается поэтапно реализовать комбинированную технологию переработки СНУП ОЯТ, состоящую из головных пирохимических операций, гидрометаллургического аффинажа урана, плутония и нептуния (U-Pu-Np), включая выделение и разделение америция (Am) и кюрия (Cm), а также получение порошков оксидов U-Pu-Np-Am. Для пирохимического передела на лабораторном уровне подтверждена техническая реализуемость основных операций. Выбран окончательный вариант технологической схемы пирохимического передела.

Экология
Радиационно-эквивалентный подход в ЗЯТЦ – основной способ решения потенциальных экологических проблем при обращении с РАО, а также главный аргумент при работе с общественностью и "радиофобией". Он фактически означает, что радиационная безопасность окружающей среды гарантируется не техническими средствами и способами, а самим отсутствием активности сверх имеющихся уже природных уровней.
На сегодняшний день уже экспериментально продемонстрирована возможность глубокого извлечения актинидов (>99,9%) из всех видов РАО, что обосновывает техническую достижимость радиационно-эквивалентного подхода к захоронению РАО.

В рамках сценария развития в 21 веке ядерной энергетики России с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах установлено:
• выравнивание ожидаемых доз облучения от РАО и от природного сырья (радиационная эквивалентность) достигается через 287 лет после наработки отходов ядерной энергетики в 2100 г.;
• выравнивание пожизненных радиационно-обусловленных рисков возможной индукции онкозаболеваний от РАО и от природного сырья (радиологическая эквивалентность) достигается через 99 лет после наработки отходов ядерной энергетики в 2100 г.
Подготовлен атлас радиоэкологической обстановки в 30-ти км зоне АО "СХК", отражающий состояние окружающей среды в районе до начала эксплуатации. Сделан он для того, чтобы в дальнейшем, спустя годы, когда все объекты опытно-демонстрационного энергокомплекса вступят в строй, провести повторные исследования экологических и природных параметров и сравнить их с теми, что отражены в атласе.

В 2017 году сразу несколько научно-исследовательских институтов приступили к работе над его наполнением. Путем взятия большого количества соответствующих проб были исследованы практически все природные и сельскохозяйственные ресурсы.

В атласе представлена детальная информация о сельскохозяйственных предприятиях расположенных в 30-ти км зоне АО "СХК". Важность данного раздела обусловлена тем, что производимые в данных предприятиях продукты питания, поставляются для питания жителем г. Северска и г Томска. На картах приведена детальная информация касательно каждого хозяйства. Также в атласе отдельный раздел посвящен данным по расчету дозовых нагрузок на население и биоту, выполненных в соответствии со современными требованиями МАГАТЭ и МКРЗ. Отражена информация о содержании радионуклидов в почве, растительности, поверхностных водах и донных отложениях.
Вместе с тем в данной работе не остались без внимания и базовые показатели, полученные в результате многолетних замеров и наблюдений, сделанных природоохранными службами и лабораториями СХК.

Промышленный энергокомплекс (ПЭК)
Замыкание ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах позволяет достичь до 100 раз более эффективного использование природных ресурсов урана (U) по сравнению с распространенными на данный момент ТР в открытом ядерном топливном цикле.
Полученные результаты НИОКР позволяют перейти к коммерческой реализации и строительству до 2030 года промышленного энергокомплекса (ПЭК) в составе реакторной установки мощностью 1200 МВт. На сегодняшний день российскими учеными подготовлено техническое предложение реакторной установки большой мощности со свинцовым теплоносителем БР-1200.
Экономический эффект от ввода одного ПЭК в составе 2-х блочной АЭС и ЗЯТЦ в сравнении с типовой двухблочной АЭС с РУ ВВЭР-ТОИ оценивается как:
• экономия по капиталовложениям ~20%.
• экономия по эксплуатационным (топливо + операционные) затратам ~ 15%.
• объемы высвобождаемого природного газа для экспорта или внутреннегопотребления при вводе одного типового ПЭК с РУ БР-1200 вместо ПГУ сопоставимой мощности за весь срок службы составят ~200 млрд. м3
Подготовка технологии ЗЯТЦ предусматривает лицензирование как в России, так и за рубежом.
  
Центры ответственности
Многопрофильность проекта, потребовавшая привлечения ряда отраслевых предприятий, университетов и институтов РАН, определила необходимость возвращения к практике проектного управления, некогда успешно использованной при решении задач создания ядерного оружия и ракетных средств его доставки. Вместо формирования новых предприятий, как в эпоху первого атомного проекта, на существующих профильных базовых предприятиях Госкорпорации  "Росатом" были выделены Центры ответственности (ЦО) по реакторным установкам, разработки технологий смешанного уран-плутониевого топлива, по переработке ОЯТ, обращению с РАО, созданию кодов нового поколения. Данные ЦО объединены в рамках проектного подхода под единым научным и административным руководством. Такой метод управления является для отрасли пилотным, и это еще одна новация, которая в случае успеха будет применяться в дальнейшем.

Центр ответственности (ЦО) представляет собой выделенное подразделение базового предприятия, объединяющее группу высококвалифицированных специалистов, обладающих необходимым набором компетенций для решения научно-технических задач в рамках частных проектов "Прорыва".
1. ЦО объединённый проект "Разработка базовых технологий переработки ОЯТ и обращения с РАО"
Основной целью ЦО является создание базовых технологий и экспериментального оборудования для переработки ОЯТ и обращения с РАО для МП ОДЭК в рамках формирования в России крупномасштабной ядерной энергетики с естественной безопасностью на основе ЗЯТЦ с использованием реакторов на быстрых нейтронах.
2. ЦО "Разработка, изготовление и передача в эксплуатацию опытного и промышленного технологического оборудования ПЯТЦ"
Ключевая цель деятельности ЦО – надзор за эффективностью и соответствием техническим требованиям при разработке, изготовлении и передаче в эксплуатацию опытно-промышленных технологических линий пристанционного ядерного топливного цикла (ПЯТЦ), включая модуль фабрикации/рефабрикации (МФР), модуль переработки отработавшего ядерного топлива ректоров на быстрых нейтронах (МП).
3. ЦО "Разработка интегральных информационных моделей, интегрирующих проектов и СУТ ОДЭК и ПЭК"
Данный центр ответственности занимается создание единого упорядоченного массива актуальной информации проектного направления "Прорыв", содержащего оптимизированную проектно-сметную, конструкторскую, технологическую документацию об объектах и моделях. Такой подход позволяет в виртуальном пространстве получить 3D представление объекта, характеризующее глубину и детализацию его проработки и обоснования, а также имитировать все стадии его жизненного цикла для опережающего анализа характеристик объекта и технологического процесса и своевременной оптимизации технических решений, в том числе по выводу объекта из эксплуатации и реабилитации территории.
4. ЦО объединённый проект "Разработка и поэтапное обоснование твэла с нитридным топливом и конструкционных материалов ТВС для реакторов на быстрых нейтронах на среднюю глубину выгорания до 12% т.а."
Расположен на базе АО "ВНИИНМ". Основными задачами ЦО являются разработка твэлов и ТВС со СНУП-топливом, технологий для их производства, разработка технологии для фабрикации твэлов и ТВС, а также конструкционных материалов твэлов и ТВС.
5. ЦО "БРЕСТ"
Функционирует на базе АО "НИКИЭТ" и отвечает за реализацию частного проекта БРЕСТ-ОД-300. Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300 предназначена для практического подтверждения основных технических решений, закладываемых в реакторные установки со свинцовым теплоносителем в замкнутом ядерном топливном цикле, и основных положений концепции естественной безопасности, на которой эти решения основываются.
6. ЦО "БН-1200"
Научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по проекту реакторной установки БН-1200 и энергоблока в части общестанционного оборудования и вспомогательных систем реакторного отделения для достижения требований конкурентноспособности к ЭБ.
7. ЦО "Коды нового поколения"
Сформирован в 2013 г. на базе ИБРАЭ РАН. Основной задачей центра ответственности является разработка универсальных расчетных кодов для моделирования различных режимов работы действующих и проектируемых АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями и объектов замкнутого ядерного топливного цикла, а также воздействия этих объектов на человека и окружающую среду.
8. ЦО "Проектные коды"
Расположен на базовом предприятии АО "ГНЦ РФ-ФЭИ". Данный ЦО отвечает за разработку проектных кодов.
9. ЦО "Проектирование ОДЭК и ПЭК"
ЦО отвечает за проектирование опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) и создание на его основе промышленного энергокомплекса (ПЭК).
Информационный обмен между участниками проекта "Прорыв" осуществляется в рамках Единого информационного пространства (ЕИП) проекта.

ЕИП – совокупность каналов передачи данных, аппаратно-программного обеспечения и методологий, обеспечивающая совместную работу участников проекта, создание, наполнение и использование информационной модели проекта "Прорыв", общие информационные сервисы для частных проектов, интеграцию с ИТ-системами частных проектов (ИТЧП).

Основными компонентами ЕИП являются защищенная сеть передачи данных и информационные ресурсы ЕИП.



Материалы

Статья В.А. Першукова "Замыкание топливного цикла ядерной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронах", ЗЯТЦ-2018.




Задайте вопрос



Регистрация

*Обязательные поля

Уже есть аккаунт? Авторизируйтесь



Скачайте мобильное приложение «Битрикс24»

Перейти в браузере

Регистрация

Ваша заявка принята!

Мы уведомим вас о результатах рассмотрения вашей заявки по адресу электронной почты, указанной вами.

Регистрация

Произошла ошибка

Пожалуйста, пройдите процесс регистрации заново.

Ошибка отправки!

Приносим свои извинения. Пожалуйста, попробуйте отправить Вашу заявку позже.