Топливо для ядерного реактора: Ядерное топливо — Атомэнергомаш

Содержание

Ядерное топливо — Атомэнергомаш

Изотоп урана U — 235 — это природное ядерное топливо, способное делить нейтроны и поддерживать цепные реакции, поэтому его можно считать ядерным топливом, которым будет питаться ядерный реактор. В природном уране содержание изотопа U — 235 составляет всего лишь 0,7%, остальное изотоп U-238 — 99,3%. Поэтому для начала его обогащают, прессуют и спекают в таблетки, добавляя необходимые компоненты и получая ТВЭЛы, из которых собирают ТВС (тепловыделяющие сборки).

Для перевоза ТВС с завода-изготовителя на атомную электростанцию разработаны специальные транспортные контейнеры. Конструктора контейнеров предусмотрели все возможные варианты аварий, которые могут произойти при транспортировке.

Свежее топливо в ТВС имеет достаточно низкую естественную радиоактивность, облучение людей и загрязнение местности даже при авариях не установлено. Если активная зона реактора загружена полностью, то общая масса топлива будет составлять 80 тонн.

Для транспортировки и хранения топлива на АЭС действует специальная система безопасности. Все операции проводятся в специальном корпусе. Чтобы доставить ТВС в реакторное отделение, его запаковывают в чехлы и размещают на специальных платформах.

Так как отработанное топливо радиоактивно, его перемещение выполняется под слоем воды на перегрузочной машине, а хранят в бассейнах, под защитным слоем воды с раствором борной кислоты. Потом оно в специальном эшелоне попадает на предприятие по регенерации топлива, а после его переработки будет вновь использовано.

Вывоз топлива производится специальным эшелоном, в состав которого входят несколько вагон-агрегатов с транспортными контейнерами.
Отработанное топливо представляет собой ценное сырье, в результате переработки которого подавляющая часть выделенных элементов будет вновь использовано, а объем радиоактивных отходов значительно уменьшится. Конечно, для соблюдения норм безопасности все операции с выгоревшими ТВС, включая и загрузку транспортных контейнеров, производятся только под защитным слоем воды в бассейне выдержки.

Росатом Госкорпорация «Росатом» ядерные технологии атомная энергетика АЭС ядерная медицина

Топливная компания Росатома «ТВЭЛ» является монопольным поставщиком ядерного топлива на все российские АЭС, все судовые и исследовательские реакторы нашей страны. Кроме того, высокотехнологичная продукция компании поставляется на 78 атомных реакторов в 15 стран мира. В частности, АО «ТВЭЛ» является единственным поставщиком топлива для АЭС Болгарии, Венгрии и Словакии, а также экспортирует его во все страны Европы, где работают АЭС на реакторах российского дизайна. Таким образом, на ее топливе работает каждый шестой энергетический реактор в мире. Топливная компания Росатома «ТВЭЛ» также поставляет топливо на исследовательские реакторы зарубежных стран. Осуществляются поставки для исследовательских реакторов в России, Польше, Чехии, Узбекистане, Венгрии, Казахстане, Украине, Болгарии, Вьетнаме. Ежегодный объем экспорта компании превышает $1 млрд. 

Топливная компания Росатома «ТВЭЛ» включает в себя предприятия разделительно-сублиматного, газоцентрифужного, фабрикационного и научно-исследовательского блоков.

В газоцентрифужный комплекс входят ПАО «Ковровский механический завод» (г. Ковров, Владимирская область) и ООО «Уральский завод газовых центрифуг» (г. Новоуральск, Свердловская область). Эти предприятия заняты производством газовых центрифуг — уникального оборудования, предназначенного для получения обогащенного урана и вспомогательного оборудования для оснащения предприятий разделительно-сублиматного комплекса. Поставки газовых центрифуг осуществляются на внутренний рынок для обновления парка оборудования обогатительных предприятий.

Фабрикация топлива — это процесс создания тепловыделяющих сборок (ТВС) для ядерных реакторов. В комплекс фабрикации ядерного топлива входят ПАО «Машиностроительный завод» (г. Электросталь, Московская область), ПАО «Новосибирский завод химконцентратов» (г. Новосибирск), АО «Чепецкий механический завод» (г. Глазов, Республика Удмуртия), АО «Московский завод полиметаллов» (г. Москва). Для реакторов ВВЭР-440 тепловыделяющие сборки изготавливаются с 1963 года, для реакторов ВВЭР-1000 — с 1978 года. С целью поддержания высокой конкурентоспособности проектов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 проводятся постоянные работы по усовершенствованию топлива с целью обеспечения современных требований ядерной безопасности и экономичности топливных циклов.

Тепловыделяющие сборки для реакторов типа РБМК-1000 изготавливаются серийно с 1973 года, а для РБМК-1500 — с 1982 года. Конструкция ТВС РБМК-1000 и РБМК-1500 с выгорающим поглотителем выполняется из циркониевых сплавов в топливной части. Она обеспечивает ядерную безопасность и имеет хорошие экономические показатели (в частности, 8-летний эксплуатационный ресурс). В ТВС РБМК-1000 широко используется регенерированное топливо.

В рамках международного сотрудничества ОАО «Машиностроительный завод» выпускает ТВС западного дизайна, которые поставляются на девять АЭС стран Западной Европы. Долголетний и плодотворный опыт сотрудничества ОАО «МСЗ» с зарубежными фирмами доказывает возможность успешного производства высококачественного ядерного топлива различных конструкций.

Тепловыделяющие сборки исследовательских реакторов предназначены для процесса генерации нейтронов, необходимого при проведении научно-исследовательских экспериментов в области ядерной физики, радиационной биологии и промышленной наработки радиоизотопной продукции. Они изготавливаются в ОАО «Новосибирский завод химических концентратов». Основой конструкции ТВС, изготавливаемых на заводе, является бесшовный тепловыделяющий элемент, средний слой которого – топливная урановая композиция, а периферийные слои – оболочки из алюминиевых сплавов. Твэлы имеют различные профили поперечного сечения, что позволяет скомплектовать ТВС с любыми заданными эксплуатационными характеристиками.

Стоит отметить, что Топливная компания Росатома «ТВЭЛ» также имеет в своем составе научно-исследовательский и опытно-конструкторский блок, в который входят АО «ВНИИНМ им. А.А. Бочвара» (г. Москва), АО «Центральный проектно-технологический институт» (г. Москва), АО «Центротех-СПб» (г. Санкт-Петербург) и создаваемое в настоящее время на базе ООО «УЗГЦ» научно-производственное объединение, в которое войдут ООО «ННКЦ» (г. Новоуральск), АО «ОКБ-Нижний Новгород», филиал ООО «УЗГЦ-Центротех-СПб» (г. Санкт-Петербург), ООО «ЗЭП» и ООО «Уралприбор» (г. Новоуральск). Эти предприятия занимаются разработкой высокопроизводительного, энергоэффективного, надежного и конкурентоспособного оборудования для объектов атомной энергетики.

Помимо основной продукции, предприятиями Топливной компании Росатома «ТВЭЛ» выпускается широкий спектр неядерной продукции (цирконий и изделия из него, кальций, литий, магниты, тонкостенные трубы, цеолитные катализаторы и др.). В АО «ЧМЗ» создано производство редкоземельной продукции, на базе других предприятий, входящих в контур управления Топливной компании Росатома «ТВЭЛ», создаются промышленные центры (кластеры) как точки роста инновационного неядерного производства. Рынок сбыта неядерной продукции ТК «ТВЭЛ» постоянно расширяется. Сегодня он включает страны Северной и Центральной Европы, Юго-Восточной Азии, Северной Америки. 

Обогащение урана

Энергетическое машиностроение

Разработка ядерного топлива | МАГАТЭ

Для того чтобы обеспечить надежную и безопасную эксплуатацию АЭС, ядерное топливо должно быть надлежащим образом спроектировано и изготовлено. Однако для устойчивой генерации электроэнергии на АЭС ядерный топливный цикл должен оставаться экономически оправданным и конкурентоспособным. Этого можно добиться за счет оптимизации использования делящихся материалов в активной зоне реактора; речь идет, к примеру, об использовании топлива с высокой степенью глубокого выгорания и регенерации плутония и переработанного урана.

К материалам, используемым в активной зоне ядерного реактора, предъявляются крайне высокие требования безопасности, поэтому необходимо постоянно заниматься НИОКР на всех этапах внедрения ядерных энерготехнологий. Кроме того, для постепенного внедрения инновационных ядерных энерготехнологий в процессе разработки и совершенствования твэлов и конструкционных материалов активной зоны потребуются современные сложные экспериментальные методы и передовые теоретические модели.

Государства-члены — как эксплуатирующие ядерные реакторы, так и приступающие к развитию ядерной энергетики — придают важное значение согласованию и передаче важных методологий, а также контролю качества и процедурам сертификации и лицензирования применительно к технологиям топлива энергетических реакторов.

В этой связи МАГАТЭ оказывает помощь государствам-членам в совершенствовании научно-технологической базы, дающей возможность использования, разработки, проектирования и изготовления надежных и экономически целесообразных твэлов и конструкций активной зоны ядерных энергетических реакторов. Агентство также помогает государствам-членам использовать ядерное топливо более эффективно, углубляя их знания о механизмах деструкции топлива и конструкционных материалов в реакторах и о том, как можно повысить эффективность кодов для расчета характеристик топлива как инструмента прогнозирования. Сюда относится анализ поведения топлива при нормальной эксплуатации и в аварийных условиях, послереакторное исследование, обеспечение и контроль качества, моделирование топлива и валидация компьютерных кодов, экономические и иные аспекты (к примеру, охрана окружающей среды, соблюдение требований, относящихся к конечной стадии топливного цикла).

Производство урана для ядерных реакторов| МАГАТЭ

Ответственное управление циклом производства урана включает ряд аспектов: разведка, открытие и оценка запасов, добыча и переработка; выбор и тестирование технологии; подготовка предварительных и основных технико-экономических обоснований; сооружение и эксплуатация предприятий по добыче и переработке; надлежащее закрытие объектов уранового производства после истощения запасов. На всех указанных выше этапах необходимо применять наилучшие практики, стремиться минимизировать негативное воздействие на окружающую среду и человека и принести пользу обществу и экономике как на местном, так и на национальном уровне.

МАГАТЭ оказывает поддержку государствам-членам по всем аспектам цикла производства урана, предоставляя доступ к базам данных и публикациям об урановых месторождениях, организуя силами Департамента ядерной энергии и при поддержке Департамента технического сотрудничества технические совещания и семинары-практикумы для соответствующих государств-членов и проводя технические консультации по различным аспектам цикла производства урана.

В частности, МАГАТЭ распространяет актуальную информацию о состоянии мировых запасов урана и его производстве. При помощи базы данных «Размещение урановых месторождений в мире» (UDEPO) и ее публикаций (к примеру, издания «World Distribution of Uranium Deposits» и других сопутствующих документов), а также «Красной книги» об урановых ресурсах, производстве урана и спросе на него, Агентство распространяет информацию об урановых месторождениях в мире, ведет классификацию месторождений и предоставляет относящиеся к ним технические и геологические данные. Оно занимается прогнозированием потребностей в уране и распространяет информацию о разведке урановых месторождений и важности ответственного подхода к добыче и переработке, при этом уделяя внимание не только собственно урановым месторождениям, но и месторождениям полезных ископаемых, из которых уран добывается в качестве побочного продукта.

МАГАТЭ также оказывает помощь государствам-членам, ведущим разведку урановых ресурсов или заинтересованным в разработке открытых месторождений. Поскольку эти государства-члены могут пока не располагать надлежащей технологической инфраструктурой и испытывать нехватку квалифицированных сотрудников, Агентство может помочь им в подготовке кадров, накоплении знаний и применении наилучших доступных практик с учетом конкретных обстоятельств.

Также государства-члены могут направить запрос о предоставлении услуг по оценке, в частности со стороны Группы по оценке предприятий по производству урана (УПСАТ), которая занимается проведением соответствующих миссий. Данные услуги способствуют распространению передового опыта и совершенствованию системы безопасности в цикле производства урана и адаптируются под потребности конкретного государства-члена.

Некоторые государства-члены проявляют особый интерес к ториевому топливному циклу, который может открыть путь к устойчивому наращиванию ядерно-энергетических мощностей. Основные стимулы для использования тория — его распространенность в природе, инертность и лучшие теплофизические свойства в сравнении с ураном, более высокая степень выгорания, пригодность к использованию в топливных циклах с высоким коэффициентом конверсии и изначальная устойчивость к распространению. Некоторые страны ведут НИОКР, направленные на то, чтобы в будущем использовать торий в дополнение к урану как главному источнику топлива или вместо него.

Как производится ядерное топливо

Буквально на прошлой неделе стало известно, что на Белорусскую АЭС прибыл состав с ядерным топливом для первого энергоблока. Примерные сроки завоза назывались и раньше, а вот точная дата держалась в секрете по понятным причинам. «Атомка» вот-вот должна заработать, но вопросов о ее работе у белорусов все еще крайне много. Мы постарались ответить хотя бы на маленькую их часть и обратились к экспертам, задав им максимально наивные, простые и глупые вопросы о сложных процессах, которые так или иначе касаются каждого из нас.

Как производится ядерное топливо? Как оно выглядит? Похоже на то, с чем работает Гомер Симпсон?
Слово «топливо» рождает ассоциации с природными ресурсами (чаще всего — углеводородами), которые сжигают для получения энергии. Однако ядерное топливо (так называемые тепловыделяющие сборки), в отличие от нефти, газа или угля, — это сложная высокотехнологичная продукция, которая по всем международным классификаторам относится к товарам энергетического машиностроения.

Длинная производственная цепочка создания ядерного топлива начинается с добычи урана. Его добывают несколькими способами: методом подземного выщелачивания либо в шахтах или открытых карьерах.
Урановую руду перемалывают и растворяют для появления концентрированной соли урана, которую затем высушивают до сухого концентрата. Полученные оксиды урана смешивают с фтором, превращая в гексафторид урана, который легко может принимать газообразную форму. Это понадобится на следующей стадии — при обогащении. Таким образом, уран несколько раз меняет свое состояние, переходя из твердого вещества в жидкое и газообразное.

На обогатительных заводах гексафторид урана в газообразном состоянии закачивают в центрифуги, в которых за счет высокой скорости вращения создается центробежная сила, превышающая силу тяготения Земли в сотни тысяч раз. Газовая центрифуга вращается со скоростью более 1,5 тыс. оборотов в секунду. В процессе обогащения тяжелые атомы урана-238 отделяются от более легких атомов урана-235 и концентрация урана-235 увеличивается. Для топлива энергетических реакторов уран обогащают по изотопу уран-235 на уровне до 5%.

Для производства ядерного топлива обогащенный уран вновь переводят из газообразного в твердое состояние. Порошкообразный обогащенный диоксид урана смешивают с пластификатором и кладут под пресс.

На выходе получаются спрессованные таблетки, которые затем проходят процесс спекания при температуре около 1800 градусов в течение 18—20 часов.

Полученная в процессе спекания топливная таблетка весит всего четыре с половиной грамма, но в ней скрыта огромная энергия. По энерговыделению она эквивалентна 640 кг дров, 400 кг каменного угля, 360 куб. м газа, 350 кг нефти.

Далее готовые таблетки помещаются в специальные металлические трубки — оболочки твэлов. Тепловыделяющий элемент (твэл) — это основа конструкции ядерного топлива. Он представляет собой герметично заваренную металлическую трубку из циркониевого сплава, которая снаряжается топливными таблетками (в топливе реактора ВВЭР-1200 — приблизительно 350 шт.). Твэлы собирают в топливные кассеты — тепловыделяющие сборки (ТВС). В одной ТВС для реактора ВВЭР-1200 — 312 твэлов, активная зона реактора состоит из 163 ТВС.

Все процессы полностью автоматизированы, проходят под постоянным контролем компьютеров, и любая случайность или влияние человеческого фактора минимизированы.

Так как же выглядит ядерное топливо? Это сложная металлическая конструкция более четырех метров в длину и массой порядка 800 кг.

Производителем топлива для Белорусской АЭС является Топливная компания «Росатома» «ТВЭЛ». Ядерное топливо для начальной загрузки первого энергоблока было изготовлено на Новосибирском заводе химконцентратов, одном из двух фабрикационных предприятий Топливного дивизиона «Росатома».

Как его везли в Беларусь? На поезде, самолете, машине? Все это делалось под большим секретом?
Ядерное топливо можно перевозить в специальных транспортных упаковочных контейнерах повышенной прочности железнодорожным, воздушным и морским транспортом. Для поставки из России в Беларусь оптимальный вариант — железнодорожный.

Конфиденциальной информацией являются сами маршруты транспортировки ядерного топлива.
За многие десятилетия существования атомной энергетики мировая атомная промышленность давно выработала очень строгие нормы безопасности по транспортировке различных ядерных материалов. При этом перевозка свежего необлученного ядерного топлива не представляет радиационной опасности.

Как происходит процесс загрузки? Сотрудники делают это вручную или используют специальных роботов?

Перед загрузкой топлива на атомной станции проходит обязательная проверка готовности персонала и оборудования, разрабатывается штатная программа и только после этого дается добро на загрузку. Топливные кассеты загружаются в реактор с помощью специальной перегрузочной машины.

Что было бы, если бы защитная оболочка топлива раскололась, а порошок высыпался на землю?
В топливной кассете тепловыделяющие элементы (твэлы, то есть циркониевые трубки с урановыми таблетками внутри) соединены в жесткой конструкции с помощью решеток, металлического каркаса и других элементов. Такая конструкция сохраняет целостность даже после эксплуатации в активной зоне реактора при высоких температурах на протяжении 4—5 лет. Кроме того, внутри оболочки нет порошка, а есть спеченные топливные таблетки.

Загрузили топливо в реактор, а дальше что? Что с ним происходит в реакторе и как оно «отапливает» реактор?
В активной зоне происходит управляемая цепная ядерная реакция (то есть деление ядер урана внутри оболочек твэлов). Персонал АЭС может запускать и останавливать ядерную реакцию с помощью системы управления и защиты. Ядерная реакция сопровождается выделением огромного количества тепловой энергии, это тепло передается оболочкам твэлов, а от них — воде в ядерном реакторе. Вода первого контура реактора отдает тепло воде второго контура, и с точки зрения энергетики дело сделано: если вы можете нагреть воду и превратить ее в водяной пар под давлением, то он будет вращать паровую турбину, а электрогенератор — превращать энергию этого вращения в электричество.

Грубо говоря, если на ТЭС с паровыми турбинами, чтобы нагреть воду, приходится сжигать уголь, мазут или газ, то на АЭС вода нагревается от энергии деления атомного ядра.

Сколько работает топливо после загрузки? Его работу как-то контролируют в реакторе?

В зависимости от топливного цикла, который у каждой АЭС индивидуален, каждая тепловыделяющая сборка может эксплуатироваться порядка 4—5 лет, в некоторых случаях — еще дольше. Когда на станции проводится регулярный планово-предупредительный ремонт, часть отработавшего топлива извлекают и подгружают свежее топливо. В зависимости от цикла облучения каждая ТВС меняет свою позицию в активной зоне. Состояние топлива регулярно контролируется и анализируется.

После того как топливо отработает свой срок, как его извлекают?

Отработавшее ядерное топливо извлекается с помощью перегрузочной машины и первоначально направляется в так называемый бассейн выдержки. После нескольких лет хранения его энерговыделение существенно падает, и становится возможным его вывоз с площадки АЭС.

В мультиках отработавшее ядерное топливо имеет ядовито-зеленый цвет и хранится в бочках с предупреждающим знаком. А как на самом деле оно выглядит?
Внешне отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) — это та же тепловыделяющая сборка. Но сама кассета уже облученная, а ее топливная композиция — частично «выгоревшая». Облученные ТВС могут безопасно храниться на специальных площадках в особых контейнерах либо направляться на переработку на специализированные заводы — зависит от стратегии обращения с ОЯТ.

Можно использовать отработанное топливо или это уже просто опасный мусор?

Разумеется, можно. В разных странах существуют различные стратегии безопасного хранения или переработки ОЯТ. Рециклирование отработавшего ядерного топлива — это динамично развивающееся направление атомной науки.

Существуют заводы по переработке ОЯТ, при этом «невыгоревший» уран и плутоний, образовавшийся внутри твэлов после облучения, можно извлекать и повторно использовать для производства уран-плутониевого топлива. Причем как для классических реакторов на тепловых нейтронах (РЕМИКС-топливо; сейчас оно проходит опытную эксплуатацию на Балаковской АЭС в России), так и для инновационных реакторов на быстрых нейтронах (МОКС-топливо и СНУП-топливо используются на Белоярской АЭС).

Китай совсем скоро испытает ядерный реактор на ториевом топливе — он может стать будущим атомной энергетики

Как сообщает издание Nature, учёные всего мира с нетерпением ждут начала испытаний в Китае экспериментального ядерного реактора, использующего торий в качестве топлива. Если эксперимент окажется успешным, то это поможет Китаю добиться целей по защите климата и подтолкнуть развитие собственной экономики. К тому же, Китай является первой страной, у которой есть шанс коммерциализировать эту технологию.

Ториевые пелетты индийского центра Bhabha Atomic Research Centre. Источник изображения: Pallava Bagla/Corbis/Getty

«Если бы мне разрешили, я бы полетел туда первым самолетом, — заявил Саймон Миддлбург (Simon Middleburgh), специалист по ядерным материалам из Университета Бангора в Великобритании. — Мы узнаем очень много нового».

А интересоваться есть чем. Хотя китайский проект, судя по словам специалистов, повторяет экспериментальный жидкосолевой ядерный реактор из 60-х годов американской Ок-Риджской национальной лаборатории, впоследствии закрытый, китайцы привнесли в разработку очень и очень много нового. Фактически проект возрождён на совершенно новом уровне, хотя вопросов вряд ли стало меньше.

Опытный жидкосолевой китайский реактор будет вырабатывать всего 2 МВт тепловой энергии (а электрической ещё меньше), но он станет испытательной площадкой для изучения материалов, сред и радиоактивности на всех этапах работы реактора. Это будет обкатка технологий, которые, в случае успеха, значительно продвинут Китай в сторону энергетической независимости и углеродной нейтральности.

Тория намного больше на Земле, чем урана. Лет через 100–150 урана на Земле почти не останется, а тория будет всё ещё очень много. Для эксплуатации нового вида топлива заниматься им надо начинать уже сейчас. К тому же, торий в Китае сегодня вырабатывается в значительных объёмах как отходы производства при добыче редкоземельных материалов.

Экспериментальный ториевый реактор построен в Вувее, на окраине пустыни Гоби, как отрапортовало правительство провинции Ганьсу, где всё это происходит. Этот тип реактора не использует воду в качестве основного теплоносителя и идеален для расположения в пустынных районах. Реактор сдан в эксплуатацию несколько недель назад и готовится к запуску в ближайшие недели или даже дни.

Условная схема жидкосолевого реактора. Источник изображения: US Department of Energy/International Atomic Energy Agency

Жидкосолевой ториевый реактор не требует цикла загрузки и смены топлива. Топливо в виде тория и небольшой доли урана загружается непосредственно в расплав и автоматически подаётся в зону ректора и выводится из него. Расплав солей при температурах около 450 °C циркулирует через реактор без опасности взрыва при разгерметизации, поскольку давление в этом контуре намного меньше, чем в обычных водяных контурах современных атомных реакторов. В ториевом реакторе вода используется во втором контуре, который не заходит в реактор.

В ходе ядерной реакции изотоп тория-232 облучается в реакторе вспомогательным радиоактивным топливом и поглощает нейтроны, образуя уран-233, который уже расщепляется с выделением тепла. Китайский реактор станет первым, который в жидкосолевых расплавах в качестве топлива будет использовать торий. Если технология себя оправдает, на следующем этапе в Китае начнут строить ториевый реактор мощностью 373 МВт, что планируется к 2030 году.

Если вы заметили ошибку — выделите ее мышью и нажмите CTRL+ENTER.

Российское инновационное топливо для реакторов ВВЭР-440 подтвердило свою надежность на Кольской АЭС

Российское ядерное топливо третьего поколения РК-3 для реакторов ВВЭР-440 успешно завершило пятый цикл облучения на энергоблоке №4 Кольской АЭС в Мурманской области.

Во время плановой перегрузки топлива был выполнен телевизионный осмотр облученного топлива с помощью специализированного оборудования, который показал, что после пяти циклов облучения все сборки РК-3 сохраняют свою изначальную геометрию, все тепловыделяющие элементы (твэлы) – герметичны. «Повреждений и формоизменений элементов рабочих кассет не выявлено», — отмечается Акте, подписанном со стороны Кольской АЭС.

Отличие рабочей кассеты РК-3 от предыдущих поколений топлива для ВВЭР-440 – усовершенствованная конструкция, которая позволила улучшить эффективность топливоиспользования, то есть объем производства тепловой энергии в реакторе, и как следствие – эффективность работы энергоблока. 

Топливо РК-3 является прототипом модификации РК-3+, интерес к которой проявляют зарубежные заказчики. Для операторов зарубежных АЭС внедрение такого топлива является возможностью для перехода к эксплуатации энергоблоков на повышенной тепловой мощности (если такая эксплуатация не была обоснована ранее), а также увеличения длительности топливного цикла, что существенно повышает экономическую эффективность работы электростанции.

«Успешный опыт эксплуатации топлива ВВЭР-440 третьего поколения – важный фактор для развития экспорта этой продукции. При том, что стандартный цикл эксплуатации кассет ВВЭР-440 – 5-6 лет, на Кольской АЭС, которая работает в изолированной энергосистеме на пониженной мощности, топливо выгорает не так быстро, и у нас есть возможность дополнительно продлевать его облучение. При этом сами сборки сохраняют свою целостность и геометрию, что подтверждает надежность конструкции топлива. Это уже вторая партия топлива РК-3, которая проходит облучение в коммерческом реакторе, обеспечивая референтность топлива», — отметил вице-президент по научно-технической деятельности и качеству АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов.

В настоящее время АО «ТВЭЛ» реализует несколько параллельных проектов разработки, обоснования и внедрения новых решений по ядерному топливу и топливному циклу для реакторов ВВЭР-440. Каждый проект  уникален с технической точки зрения, учитывает индивидуальные требования заказчиков и стратегии их топливных циклов.

Ядерное топливо

Уран — это металл, который содержится в изобилии, и он полон энергии: одна урановая топливная таблетка создает столько же энергии, сколько одна тонна угля, 149 галлонов нефти или 17 000 кубических футов природного газа. Однако он не выходит из-под земли готовым войти в реактор. Его добывают и перерабатывают для создания ядерного топлива.

Как производится ядерное топливо?

  • Прежде чем уран попадет в реактор, он должен пройти четыре основных этапа обработки, чтобы перевести его из исходного состояния в пригодное для использования ядерное топливо: добыча и переработка, конверсия, обогащение и изготовление топлива.
  • Во-первых, уран добывают обычными методами или методом выщелачивания на месте, когда газированная вода попадает в подземные отложения и поднимается по трубам на поверхность. Мировые поставки урана разнообразны, в основном из Казахстана, Канады и Австралии. В США уран добывают в нескольких западных штатах.
  • Для поддержания цепной реакции, необходимой для работы реактора, в уране потребуется достаточно высокая концентрация определенного изотопа, урана-235.Природный уран преобразуется в несколько различных форм, чтобы подготовить его к обогащению. Специальные установки обогащают уран, чтобы его можно было использовать в ядерном реакторе. Основные коммерческие предприятия по обогащению топлива находятся в США, Франции, Германии, Нидерландах, Великобритании и России.
  • Обогащенный уран снова превращается в порошок, а затем прессуется в топливные таблетки. Изготовитель топлива загружает эти таблетки в наборы закрытых металлических трубок, называемых тепловыделяющими сборками, которые используются в ядерных реакторах.

Что происходит с ядерным топливом после того, как оно находится в реакторе?

  • Отдельная тепловыделяющая сборка в среднем находится в реакторе около пяти лет, питая систему, вырабатывающую электричество.
  • Обычно каждые 18–24 месяца атомная станция прекращает выработку электроэнергии для замены одной трети тепловыделяющих сборок. Снятые сборки помещаются в бассейн для отработавшего топлива, где они со временем остывают.
  • Побочные радиоактивные продукты остаются в отработанных тепловыделяющих сборках.
  • После охлаждения отработавших тепловыделяющих сборок до такой степени, что их больше не нужно хранить под водой, их вынимают из бассейнов и безопасно хранят на заводе в больших контейнерах из железобетона.
  • На каждой атомной станции хранится использованное топливо, поскольку промышленность ожидает завершения строительства либо консолидированного промежуточного хранилища, либо постоянного хранилища для захоронения федеральным правительством.

Производство ядерного топлива — Всемирная ядерная ассоциация

(Обновлено в сентябре 2020 г.)

  • Изготовление топлива — последний этап в процессе превращения урана в ядерные топливные стержни.
  • Собранные в сборки топливные стержни составляют большую часть конструкции активной зоны реактора.
  • Этот переход из взаимозаменяемого материала — урана — в высокотехнологичные компоненты реактора концептуально отличается от очистки и подготовки ископаемого топлива.
  • Ядерные тепловыделяющие сборки специально разработаны для конкретных типов реакторов и изготавливаются в соответствии со строгими стандартами.
  • Коммунальные предприятия и производители совместно работали над значительным улучшением характеристик тепловыделяющих сборок, и в настоящее время реализуется международная программа создания отказоустойчивого топлива.
  • Хотя все настоящее топливо представляет собой оксиды, НИОКР сосредоточены на металлах, нитридах и других формах. Первое современное металлическое топливо должно пройти испытания на промышленных реакторах.

Ядерные реакторы работают на топливе, содержащем делящийся материал. В процессе деления выделяется большое количество полезной энергии, и по этой причине делящиеся компоненты — U-235 и / или Pu-239 — должны находиться в прочной физической форме, способной выдерживать высокие рабочие температуры и среду с интенсивным нейтронным излучением.Топливные конструкции должны сохранять свою форму и целостность в течение нескольких лет в активной зоне реактора, тем самым предотвращая утечку продуктов деления в теплоноситель реактора.

Стандартная топливная форма состоит из колонны керамических таблеток из оксида урана, плакированных и запаянных в трубки из циркониевого сплава. Для топлива легководных реакторов (LWR) уран обогащен до различных уровней примерно до 4,8% по U-235. Топливом реактора с тяжелой водой под давлением (PHWR) обычно является необогащенный природный уран (0.7% U-235), хотя также используется слабообогащенный уран.

Характеристики топливной сборки улучшились с 1970-х годов, что позволило увеличить выгорание топлива с 40 ГВт · сутки / тУ до более 60 ГВт · сут / тУ. Это коррелирует с повышенными уровнями обогащения с примерно 3,25% до 5% и использованием усовершенствованных конструкций выгорающих поглотителей для PWR с использованием гадолиния. Мониторинг активной зоны, дающий подробную информацию в режиме реального времени, также позволил улучшить характеристики топлива.

Изготовление топливных конструкций, называемых сборками или пучками, является последней стадией начального этапа ядерного цикла, показанного на Рисунке 1, и составляет менее 20% от окончательной стоимости топлива.Процесс изготовления топлива из смешанного оксида урана и плутония (МОКС) по существу тот же, несмотря на некоторые особенности, связанные с обращением с плутониевым компонентом.

Рис. 1: Замкнутый ядерный топливный цикл, показывающий поток первичных и вторичных материалов

В отрасли доминируют четыре компании, обслуживающие международный спрос на легководные реакторы: Areva, Global Nuclear Fuel (GNF), ТВЭЛ и Westinghouse.GNF в основном предназначен для BWR, а ТВЭЛ — для PWR.

Изготовление ядерного топлива — обзор процесса

Существует три основных этапа изготовления конструкций ядерного топлива, используемых в LWR и PHWR:

  1. Производство чистого диоксида урана (UO 2 ) из поступающего UF 6 или UO 3 .
  2. Производство высокоплотных керамических гранул точной формы UO 2 гранул.
  3. Изготовление жесткого металлического каркаса ТВС — в основном из сплава циркония; и загрузку топливных таблеток в топливные стержни, их герметизацию и сборку стержней в окончательную конструкцию тепловыделяющей сборки.

Эти шаги показаны на рисунке 2.

Рисунок 2: Процесс изготовления топлива

УО

2 Производство порошка

Уран поступает на завод по производству топлива в одной из двух форм: гексафторид урана (UF 6 ) или триоксид урана (UO 3 ), в зависимости от того, обогащен он или нет. Его необходимо преобразовать в диоксид урана (UO 2 ) до изготовления таблеток.Большинство заводов по производству имеют свои собственные установки для осуществления этой химической конверсии (некоторые из них не имеют и приобретают UO 2 у заводов с избыточными производственными мощностями). Химическое преобразование в UF 6 и из него — это разные процессы, но оба включают обращение с агрессивными соединениями фтора, и установки могут быть настроены для выполнения обоих.

Преобразование в UO 2 может быть выполнено с использованием «сухих» или «мокрых» процессов. В сухом способе UF 6 нагревается до пара и вводится в двухступенчатый реакционный сосуд (например, вращающуюся печь), где он сначала смешивается с паром для получения твердого фторида уранила (UO 2 F2) — этого порошка проходит через сосуд для реакции с h3 (разбавленным паром), который удаляет фторид и химически восстанавливает уран до чистого микрокристаллического продукта UO 2 .

Мокрые методы включают закачку UF6 в воду с образованием суспензии частиц UO2F2. К этой смеси добавляют аммиак (Nh4) или карбонат аммония (NH 3 ) 2CO 3 ), и UO 2 F 2 реагирует с образованием; диуранат аммония (ADU, (NH 3 ) 2U 2 O 7 ) в первом случае или уранилкарбонат аммония (AUC, UO 2 CO 3 . (NH 3 ) 2CO 3 ) в последнем случае. В обоих случаях суспензию фильтруют, сушат и нагревают в восстановительной атмосфере до чистого UO 2 .Морфология порошков UO 2 , полученных по маршрутам ADU и AUC, различается, и это имеет отношение к конечной микроструктуре гранул.

Мокрые методы немного сложнее и приводят к большему количеству отходов, однако большая гибкость с точки зрения свойств порошка UO 2 является преимуществом.

Для превращения UO 3 в UO 2 к UO 3 добавляют воду, чтобы образовался гидрат. Это твердое вещество (влажное или сухое) подают в печь, работающую с восстановительной атмосферой, и получают UO 2 .

Производство керамических UO

2 гранул

Порошок UO 2 может нуждаться в дальнейшей обработке или кондиционировании перед формованием гранул:

  • Гомогенизация: может потребоваться смешивание порошков для обеспечения однородности с точки зрения гранулометрического состава и удельной поверхности.
  • Добавки: U 3 O 8 могут быть добавлены для обеспечения удовлетворительной микроструктуры и плотности гранул. Другие ингредиенты топлива, такие как смазочные материалы, выгорающие поглотители (например,грамм. гадолиний) и порообразователи.

Кондиционированный порошок UO 2 подается в матрицы и прессуется по двум осям в цилиндрическую форму гранул под нагрузкой в ​​несколько сотен МПа — это делается в прессах, работающих с высокой скоростью. Эти «сырые» окатыши затем спекаются путем нагревания в печи при температуре около 1750 ° C в точно контролируемой восстановительной атмосфере (обычно аргон-водород) для их консолидации. Это также приводит к уменьшению их объема.Затем гранулы обрабатываются до точных размеров — лом, из которого возвращается на более раннюю стадию процесса. Для обеспечения целостности гранул и точных размеров применяется строгий контроль качества.

Для большинства реакторов гранулы имеют диаметр чуть менее одного сантиметра и длину немногим более одного сантиметра. Одна таблетка в типичном реакторе дает примерно такое же количество энергии, как одна тонна дымящегося угля.

Горючие поглотители (или выгорающие «яды»), такие как гадолиний, могут быть включены (в виде оксида) в топливные таблетки некоторых стержней для ограничения реактивности на ранних этапах срока службы топлива.Горючие поглотители имеют очень высокое сечение поглощения нейтронов и сильно конкурируют за нейтроны, после чего они постепенно «выгорают» и превращаются в нуклиды с низким поглощением нейтронов, оставляя делящийся (U-235) для реакции с нейтронами. Горючие поглотители обеспечивают более длительный срок службы топлива за счет более высокого обогащения делящимся топливом в свежем топливе без чрезмерной начальной реактивности и образования тепла в сборке.

Гадолиний, в основном содержащий до 3 г оксида на килограмм топлива, требует немного более высокого обогащения топлива, чтобы компенсировать это, а также после выгорания около 17 ГВт · сут / т он сохраняет около 4% своего абсорбционного эффекта и не уменьшается в дальнейшем. .Интегральный топливный абсорбер из диборида циркония (IFBA) в виде тонкого покрытия на обычных таблетках сгорает более устойчиво и полностью и не влияет на свойства топливных таблеток. Сейчас он используется в большинстве реакторов США и некоторых в Азии. Китай имеет эту технологию для реакторов AP1000.

гранулы MOX — см. Следующий раздел.

Изготовление и загрузка каркаса ТВС

Конструкции ядерного топлива требуют, чтобы заполненные таблетками стержни имели точное физическое расположение с точки зрения шага решетки (шага) и их отношения к другим элементам, таким как каналы воды (замедлитель) и каналы управляющих стержней.Поэтому физические конструкции для удержания топливных стержней спроектированы с очень жесткими допусками. Они должны быть устойчивы к химической коррозии, высоким температурам, большим статическим нагрузкам, постоянной вибрации, жидкостным и механическим воздействиям. Однако они также должны быть максимально нейтронно-прозрачными.

Сборочные конструкции состоят из прочного каркаса из стали и циркония, на котором закреплены многочисленные опорные элементы решетки, которые надежно удерживают стержни в их точных положениях решетки.Они сделаны из сплава циркония и должны обеспечивать (и даже улучшать) поток охлаждающей воды вокруг топливного стержня. Структуры сетки захватывают топливный стержень и поэтому тщательно спроектированы, чтобы минимизировать риск вызванного вибрацией абразивного износа на трубке оболочки — так называемого «фреттинг-износа».

Все производители топлива имеют сложные инженерные процессы и контроль качества для своевременного изготовления своих сборочных конструкций.

Гранулы, отвечающие требованиям QA, загружаются в трубы, изготовленные из соответствующего циркониевого сплава, называемые «оболочкой».Заполненную трубку промывают гелием и создают давление в несколько десятков атмосфер (несколько МПа) этого газа, прежде чем концы герметизируются с каждой стороны прецизионной сваркой. Между верхней частью стопки таблеток и приваренными концевыми заглушками остается свободное пространство — это называется «внутренним пространством», и оно вмещает тепловое расширение таблеток и некоторых газов продуктов деления. Пружина обычно вставляется в камеру статического давления для приложения сжимающей силы к штабелю гранул и предотвращения ее движения.

Готовые топливные стержни затем закрепляются в сборных каркасных конструкциях, которые удерживают стержни в точно определенной сетке.

Чтобы максимизировать эффективность реакции деления, оболочка и все другие структурные части сборки должны быть как можно более прозрачными для нейтронов. Поэтому различные формы циркониевого сплава или циркалоя являются основными материалами, используемыми для плакирования. Этот циркалой содержит небольшое количество олова, ниобия, железа, хрома и никеля для обеспечения необходимой прочности и коррозионной стойкости. Гафний, который обычно встречается в естественных условиях с отложениями циркония, необходимо удалить из-за его высокого поперечного сечения поглощения нейтронов.Точный состав используемого сплава зависит от производителя и является важным фактором, определяющим качество топливной сборки. Циркалой окисляется на воздухе и в воде, поэтому он имеет окисленный слой, не нарушающий его функции.

Соображения безопасности

Строгие меры контроля качества применяются на всех этапах процесса, чтобы гарантировать отслеживаемость всех компонентов в случае сбоев.

Основными проблемами безопасности технологического процесса на предприятиях по изготовлению ядерного топлива являются обращение с фторидом и риск возникновения критичности, если при размещении делящихся материалов не будут приняты надлежащие меры.Оба риска управляются посредством строгого контроля материалов, и действительно, предприятия по изготовлению топлива работают со строгим ограничением уровня обогащения урана, который используется на предприятии — он не может превышать 5% по U-235, что по существу исключает возможность непреднамеренная критичность.

Типы тепловыделяющих сборок для различных реакторов

Топливные сборки, разработанные для различных типов реакторов, значительно различаются. Это означает, что коммунальные предприятия имеют ограниченный выбор поставщиков готовых тепловыделяющих сборок, особенно для PWR.

PWR топливо

Реакторы с водой под давлением (PWR) являются наиболее распространенным типом ядерных реакторов, на долю которых приходится две трети текущих установленных ядерных генерирующих мощностей во всем мире. Активная зона PWR использует обычную воду в качестве замедлителя и теплоносителя первого контура — она ​​поддерживается под значительным давлением (около 10 МПа), чтобы предотвратить ее кипение, а ее температура повышается примерно до 330 ° C после прохождения вверх мимо топлива. Затем он попадает по массивным трубам в парогенератор.

Топливо для западных PWR построено с квадратной решеткой, а сборки характеризуются количеством стержней, которые они содержат, как правило, 17 × 17 в текущих конструкциях.Топливная сборка PWR имеет высоту от четырех до пяти метров, диаметр около 20 см и вес около полутонны. В сборке есть свободные позиции тяги — осталось место для вертикальной вставки тяги управления. Не каждое место сборки требует топлива или управляющего стержня, и пространство может быть обозначено как «направляющая гильза», в которую может быть помещен стержень источника нейтронов, специальные приборы или испытательный топливный сегмент.

Топливная сборка PWR содержит нижнее сопло, в котором стержни закреплены через решетку, и для завершения всей сборки он венчается верхним соплом.Нижнее и верхнее сопла имеют прочную конструкцию, поскольку они обеспечивают большую часть механической поддержки конструкции тепловыделяющей сборки. В готовой сборке большинство компонентов стержня будут топливными стержнями, но некоторые будут направляющими гильзами, а один или несколько, вероятно, будут использоваться для контрольно-измерительных приборов. Топливная сборка PWR показана на рисунке 3. Топливные сборки PWR довольно однородны по сравнению с сборками BWR, и те, что находятся в каждом конкретном реакторе, должны иметь по существу одинаковую конструкцию.

Активная зона PWR мощностью 1100 МВт (эл.) Может содержать 193 тепловыделяющие сборки, состоящие из более чем 50 000 тепловыделяющих стержней и около 18 миллионов топливных таблеток.После загрузки топливо остается в активной зоне в течение нескольких лет в зависимости от конструкции рабочего цикла. Во время перегрузки каждые 12–18 месяцев часть топлива — обычно треть или четверть активной зоны — удаляется на хранение, а оставшаяся часть перемещается в место в активной зоне, лучше подходящее для ее остаточного уровня обогащения.

Российских реакторов PWR обычно называют ВВЭР. Топливные сборки для них отличаются своим шестиугольным расположением, но в остальном имеют такую ​​же длину и конструкцию, что и другие тепловыделяющие сборки PWR.Большая часть из них производится ТВЭЛ в России, но Westinghouse в Швеции также производит и наращивает мощности для этого. ТВЭЛ подстрекает к использованию эрбия в качестве горючего яда в топливе с обогащением примерно до 6,5%, чтобы продлить интервалы между дозаправками до двух лет.

Рисунок 3: Схематический вид топливной сборки PWR (Mitsubishi Nuclear Fuel)

Рисунок 4: Топливная сборка PWR

Рисунок 5: ТВС ВВЭР-1000

BWR топливо

Реакторы с кипящей водой (BWR) — второй по распространенности тип ядерных реакторов, на долю которых приходится почти четверть установленных ядерных генерирующих мощностей.В реакторе с кипящей водой вода превращается непосредственно в пар в корпусе реактора в верхней части активной зоны, и этот пар (примерно при 290 ° C и 7 МПа) затем используется для привода турбины.

В реакторах

BWR также используются топливные стержни, содержащие керамические таблетки из оксида урана с циркониевым покрытием. Их объединение в сборки также основано на квадратной решетке с геометрией штифтов от 6×6 до 10×10 или 11×11. Срок службы топлива и стратегия управления аналогичны стратегии PWR.

Но топливо BWR принципиально отличается от топлива PWR в некоторых отношениях: (i) четыре топливных сборки и управляющая лопасть крестообразной формы образуют «топливный модуль», (ii) каждая сборка изолирована от своих соседей зоной, заполненной водой. по которому перемещаются крестообразные лопасти регулирующего стержня (они вставляются со дна реактора), (iii) каждая тепловыделяющая сборка BWR заключена в циркалоевую оболочку или коробку каналов, которая направляет поток охлаждающей воды через сборку и во время этого прохождения она достигает точки кипения; (iv) сборки BWR содержат водные каналы большего диаметра — гибко спроектированные для обеспечения соответствующего замедления нейтронов в сборке.

Циркалоевые трубки могут наполняться водой, таким образом увеличивая количество замедлителя в центральной части сборки. Различные уровни обогащения используются в стержнях в различных положениях — более низкое обогащение во внешних стержнях и более высокое обогащение вблизи центра пучка. Реактор BWR спроектирован для работы с 12-15% воды в верхней части активной зоны в виде пара и, следовательно, с меньшим замедляющим эффектом и, следовательно, с повышенным КПД.

Для многих моделей BWR контроль реактивности для обеспечения возможности отслеживания нагрузки может быть достигнут путем изменения скорости циркуляции внутри активной зоны.Струйные насосы, расположенные в кольцевом пространстве между внешней стенкой корпуса и внутренней стенкой, называемой кожухом, увеличивают поток воды вверх через топливную сборку. При высоких скоростях потока пузырьки пара удаляются быстрее, и, следовательно, замедление и реакционная способность увеличиваются. Когда скорость потока уменьшается, замедление уменьшается, поскольку пузырьки пара присутствуют дольше и, следовательно, падает реактивность. Это позволяет отклоняться примерно на 25% от максимальной номинальной выходной мощности, обеспечивая более быстрое отслеживание нагрузки, чем с PWR.

Управляющие стержни используются, когда уровни мощности снижаются ниже 75%, но они не являются частью топливной сборки, как в PWR. Они имеют вход снизу — выталкиваются вверх, так что стержни сначала захватывают нижнюю, более реактивную зону тепловыделяющих сборок.

Изготовление топлива для BWR происходит почти так же, как и для топлива PWR.

Схема поперечного сечения сборки BWR показана на рисунке 6. Таким образом, тепловыделяющие сборки BWR работают больше как отдельные блоки, и различные конструкции могут быть смешаны при любой загрузке активной зоны, что дает коммунальному предприятию большую гибкость при покупке топлива.

GE Global Nuclear Fuels разрабатывает топливо с новым материалом оболочки — NSF — содержащим 1% ниобия, 1% олова, 0,35% железа (Nb, Sn, Fe) для уменьшения или устранения деформации топливного канала из-за химического взаимодействия с циркалоем, а в 2013 г. , 8% ядер использовали это. Toshiba и керамическая компания Ibiden в Японии разрабатывают оболочки из карбида кремния или корпуса каналов для тепловыделяющих сборок BWR.

Westinghouse планирует произвести свинцовые испытательные сборки своего топлива TRITON11 (конфигурация 11×11) для BWR в 2019 году.В нем используется циркониевый канал с низким содержанием олова и новая оболочка твэла. В нем говорится, что это топливо отличается повышенной экономичностью, прочной механической конструкцией и высококачественным материалом. Он был оптимизирован как для работы с короткими, так и с длинными циклами, а также для ядер с повышенным номиналом и более высоких температур выгорания.

Рисунок 6: Схематический вид ТВС BWR (Nucleartourist и GE)

PHWR (CANDU) топливо

Реакторы с тяжелой водой под давлением (PHWR) изначально были канадской конструкции (также называемые «CANDU»), на долю которых приходится ~ 6% мировых установленных ядерных генерирующих мощностей.В PHWR используются напорные трубки, в которых тяжелая вода замедляет и охлаждает топливо. Они работают на природном (необогащенном) или слегка обогащенном оксиде урана в виде керамических таблеток, плакированных циркониевым сплавом.

Топливные стержни

PHWR имеют длину около 50 см и собраны в «пучки» диаметром около 10 см. Пучок твэлов состоит из 28, 37 или 43 твэлов, расположенных в несколько колец вокруг центральной оси (см. Рисунок). Их небольшая длина означает, что они не требуют опорных конструкций, характерных для других типов реакторного топлива.Топливо PHWR не достигает высокого уровня выгорания и не остается в активной зоне реактора очень долго, поэтому топливные таблетки очень мало разбухают в течение своего срока службы. Это означает, что топливные стержни PHWR не нуждаются в поддержании зазора между таблеткой и оболочкой и не должны находиться под высоким давлением с наполняющим газом (как для топлива LWR), более того, металлической оболочке позволяют схлопнуться на топливную таблетку, тем самым обеспечивая хороший тепловой контакт. .

Пучки твэлов загружаются в горизонтальные каналы или напорные трубы, которые проходят по всей длине корпуса реактора (известную как каландрия), и это можно делать, пока реактор работает на полную мощность.В каждый топливный канал загружается около двенадцати пучков в зависимости от модели — реактор CANDU мощностью 790 МВт (эл.) Содержит 480 топливных каналов, состоящих из 5760 пучков тепловыделяющих элементов, содержащих более 5 миллионов топливных таблеток.

Заправка под нагрузкой — это полностью автоматизированный процесс: новое топливо загружается в канал на одном конце, а отработанное топливо собирается на другом. Эта особенность означает, что PHWR по своей природе гибок в отношении требований к топливу и может работать на разных видах топлива, требующих разного времени пребывания, например, природный уран, слегка обогащенный уран, топливо, содержащее плутоний, и топливо на основе тория.

Рисунок 7: Пучки твэлов Indian PHWR

AGR топливо

Усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (AGR) — это ядерный реактор второго поколения, спроектированный Великобританией, используемый только в Великобритании. СМА составляют около 2,7% от общей мировой ядерной генерирующей мощности. В них используется вертикальная конструкция топливного канала, а в качестве теплоносителя первого контура используется газ CO 2 — очень слабый замедлитель.

Топливные сборки

AGR состоят из круглой группы из 36 твэлов в оболочке из нержавеющей стали, каждая из которых содержит 20 обогащенных топливных таблеток UO. 2 топливных таблеток, и сборка весит около 43 килограммов.Уровни обогащения варьируются примерно до 3,5%. Нержавеющая сталь допускает более высокие рабочие температуры, но приносит в жертву нейтронную экономию. Сборка покрыта графитовой оболочкой, которая выполняет роль замедлителя. Восемь сборок уложены друг за другом в топливном канале, вставленном в верхнюю часть реактора. Во время заправки заменяется весь этот стек. Срок службы топлива составляет около пяти лет, а заправка может производиться под нагрузкой через заправочную машину.

Рисунок 8: разрез топливной сборки AGR

Топливо РБМК

Реактор РБМК — это ранняя советская конструкция, разработанная на основе реакторов для производства плутония.Одиннадцать блоков находятся в эксплуатации (3% от общего количества в мире), с системами управления и оксидным топливом, значительно измененными с 1990 года. В нем используются вертикальные напорные трубы (чуть менее 1700 из них, каждая длиной около 7 метров), проходящие через большой графитовый замедлитель. Топливо охлаждается легкой водой, которой дают возможность кипеть в первом контуре, как в BWR.

Топливные стержни

РБМК имеют длину около 3,65 метра, а набор из 18 твэлов образует пучок твэлов диаметром около 8 см. Два пучка соединены вместе и закрыты с обоих концов верхним и нижним соплами, образуя тепловыделяющую сборку общей длиной около 10 метров и весом 185 кг.С 1990 года топливо РБМК имело более высокий уровень обогащения, увеличивающийся с примерно 2% до среднего 2,8% (варьирующийся по топливному элементу от 2,5% до 3,2%), и теперь оно включает около 0,6% эрбия (выгорающий поглотитель). Это улучшает общую безопасность и увеличивает выгорание топлива. Это новое топливо может оставаться в реакторе до шести лет, прежде чем его потребуется удалить. Все реакторы РБМК теперь используют рециклированный уран из реакторов ВВЭР.

Как и другие конструкции напорных труб, такие как PHWR, реактор РБМК допускает перегрузку топлива под нагрузкой.

Топливо реактора на быстрых нейтронах

В настоящее время в эксплуатации находится только один промышленно действующий реактор на быстрых нейтронах (БНР) — БН-600 в Белоярске в России. В стадии строительства находятся два блока FNR — блок мощностью 800 МВт в России и блок мощностью 500 МВт в Индии (который планирует построить еще пять). Два БН-800 планировались в Китае.

Реакторы на быстрых нейтронах (FNR) немодерируются и используют быстрые нейтроны, чтобы вызвать деление. Следовательно, они в основном используют плутоний в качестве основного топлива, а иногда и высокообогащенный уран для запуска (им требуется около 20-30% делящихся ядер в топливе).Во время эксплуатации плутоний выделяется из урана-238. Если FNR сконфигурирован так, чтобы иметь коэффициент конверсии выше 1 (т. Е. Создается больше делящихся ядер, чем расщепляется), как первоначально спроектировано, он называется реактором-размножителем на быстрых нейтронах (FBR). В FNR используются жидкометаллические охлаждающие жидкости, такие как натрий, и они работают при более высоких температурах. (См. Также информационный документ о реакторе на быстрых нейтронах)

Помимо основного топлива FNR, существует множество тяжелых нуклидов — особенно U-238, но также Am, Np и Cm, которые расщепляются в спектре быстрых нейтронов — по сравнению с небольшим количеством делящихся нуклидов в медленных (тепловых) нейтронах. поле (только U-235, Pu-239 и U-233).Следовательно, топливо FNR может включать смесь трансурановых элементов. Также он может быть в одной из нескольких химических форм, в том числе; стандартная оксидная керамика, смешанная оксидная керамика (MOX), одно- или смешанная нитридная керамика, карбиды и металлическое топливо. Кроме того, топливо FNR может быть изготовлено в форме таблеток или с использованием метода «виброупаковки», при котором градуированные порошки загружаются и сжимаются непосредственно в трубку оболочки. Карбидные топлива, такие как используемые в Индии, имеют более высокую теплопроводность, чем оксидные топлива, и могут достигать более высоких коэффициентов воспроизводства, чем у оксидных топлив, но меньших, чем у металлических топлив.

Активная зона FNR намного меньше, чем у обычного реактора, и активная зона, как правило, проектируется с отдельными зонами «затравки» и «бланкета» в зависимости от того, будет ли реактор работать как «горелка» или «размножитель». В каждом случае состав топлива для затравочной зоны и зоны бланкета различается — в центральной затравочной зоне используется топливо с высоким содержанием делящихся (и, следовательно, с высокой мощностью и уровнем эмиссии нейтронов), а в зоне бланкета — низкое содержание делящихся, но высокий уровень. материала, поглощающего нейтроны, который может быть фертильным (для размножения, например, U-238) или поглотителем отходов, который необходимо преобразовать.

ТВС БН-600 имеет длину 3,5 м, ширину 96 мм, вес 103 кг и состоит из верхнего и нижнего сопел (для направления потока теплоносителя) и центрального пучка твэлов. Центральный пучок представляет собой шестиугольную трубу и содержит 127 стержней длиной 2,4 м и диаметром 7 мм каждый с керамическими таблетками для трех уровней обогащения урана; 17%, 21% и 26%. Бланкетные пучки твэлов содержат 37 стержней, содержащих обедненный уран. В твэлах БН-600 используется оболочка из малонабухающей нержавеющей стали.

В

FNR используются жидкометаллические теплоносители, такие как натрий или эвтектическая смесь свинца и висмута, и они позволяют работать при более высоких рабочих температурах — около 550 ° C и, таким образом, имеют более высокую эффективность преобразования энергии.Они способны к сильному выгоранию топлива.

Характеристики ядерного топлива в реакторах

Ядерное топливо работает в суровых условиях, в которых высокая температура, химическая коррозия, радиационное повреждение и физические нагрузки могут нарушить целостность тепловыделяющей сборки. Таким образом, срок службы тепловыделяющей сборки в активной зоне реактора регулируется до уровня выгорания, при котором риск ее выхода из строя остается низким. «Неисправность» топлива относится к ситуации, когда оболочка была повреждена и радиоактивный материал просачивается из керамического топлива (таблетки) в охлаждающую воду реактора.Радиоактивные материалы с наибольшей тенденцией просачиваться через разрыв оболочки в теплоноситель реактора — это, в частности, газы продуктов деления и летучие элементы; криптон, ксенон, йод и цезий.

Утечки топлива не представляют значительного риска для безопасности станции, хотя они имеют большое влияние на работу реактора и (потенциально) на экономику станции. По этой причине вода для теплоносителя первого контура постоянно контролируется на предмет наличия этих веществ, что позволяет быстро обнаруживать любую утечку. Допустимый уровень выделяемой радиоактивности строго регулируется в соответствии со спецификациями, которые учитывают продолжающуюся безопасную эксплуатацию топлива.В зависимости от серьезности утечки потребуются различные уровни вмешательства оператора:

  1. Очень незначительная утечка: без изменений в работе — неисправная тепловыделяющая сборка с протекающим стержнем (стержнями) удаляется при следующей заправке, осматривается и, возможно, перезагружается.
  2. Малая утечка: допустимые тепловые переходные процессы для реактора ограничены. Это может помешать реакторам работать в режиме «слежения за нагрузкой» и потребует тщательного контроля физики реактора. Неисправная тепловыделяющая сборка с негерметичным стержнем обычно удаляется и оценивается при следующей плановой дозаправке.
  3. Значительная утечка: реактор остановлен, неисправный узел обнаружен и удален.

Негерметичный топливный стержень иногда можно отремонтировать, но обычно требуется замена узла (с соответствующим уровнем остаточного обогащения). Замена топлива — это одна из составляющих затрат, связанных с неисправным топливом. Также существует штраф за счет стоимости и / или заменяющая мощность из-за необходимости работать на пониженной мощности или внепланового отключения. Также могут быть более высокие затраты на эксплуатацию и техническое обслуживание, связанные со снижением повышенных уровней радиации на станции.

Управление топливом — это баланс между экономической необходимостью более длительного сжигания топлива и необходимостью соблюдать пределы риска отказа. Повышение надежности топлива расширяет эти пределы и, следовательно, является критическим фактором в обеспечении запаса для улучшения выгорания топлива.

Ядерная промышленность добилась значительных улучшений производительности, снизив частоту отказов топлива примерно на 60% за 20 лет до 2006 г., в среднем до 14 утечек на миллион загруженных стержней [IAEA 2010]. Стремление к надежности продолжается.В рамках общеотраслевых программ, проводимых Исследовательским институтом электроэнергетики (EPRI) и Американским институтом эксплуатации ядерной энергии (INPO), были разработаны руководящие принципы по устранению отказов топлива (была амбициозная цель — достичь нулевого количества отказов топлива к 2010 году). Эти программы привели к созданию программы обеспечения отказоустойчивого топлива (см. Ниже).

Неисправности топлива в энергетических реакторах США случаются редко. По данным EPRI, на начало 2014 года 97% атомных электростанций США не имели отказов топлива, по сравнению с 71% в 2007 году.Ежегодная частота отказов в США составляет примерно один на миллион (, т. Е. , пять стержней в год). Топливная инженерия продолжает улучшаться, например, с более сложными фильтрами для мусора в сборочных конструкциях. Сами коммунальные предприятия вводят более строгие правила для исключения попадания посторонних материалов в воду теплоносителя первого контура. В 2013 году компания Global Nuclear Fuel (GNF) имела в эксплуатации два миллиона топливных стержней и утверждала, что среди них нет утечек. (В начале 1970-х годов гидрирование и взаимодействие гранул с оболочкой вызвали множество утечек.В 80-е годы произошли улучшения на порядок.)

В то же время наблюдается постепенная глобальная тенденция к более высокому выгоранию топлива *. Однако более высокое выгорание, как правило, требует более высоких уровней обогащения, и это имеет предел, учитывая строгие ограничения безопасности по критичности, налагаемые на установки по изготовлению топлива — максимальный уровень обогащения урана, с которым можно работать, обычно составляет 5% по U-235.

Не менее важной тенденцией в ядерной топливной инженерии является возможность увеличения номинальной мощности топлива, то есть того, сколько энергии может быть извлечено из одной длины топливного стержня.В настоящее время это ограничивается свойствами материала циркониевой оболочки.

Спрос и предложение на изготовление

Текущий годовой спрос на услуги по изготовлению топлива для LWR выражается как потребность примерно в 7000 тонн обогащенного урана, производимого в сборки, и ожидается, что к 2020 году эта цифра увеличится примерно до 9500 тонн. Потребности в PHWR составляют дополнительно 3000 т / год. год и рынок реакторов с газовым охлаждением около 400 т / год.

Потребности в услугах по изготовлению топлива будут расти примерно по мере роста ядерных генерирующих мощностей.Однако на требования к изготовлению также влияют изменения в стратегии эксплуатации реакторов и управления топливом, которые частично обусловлены техническими улучшениями в самом производстве топлива. Например, выгорание выгорания LWR неуклонно увеличивалось, поскольку усовершенствования конструкции топлива сделали это возможным, и это имело тенденцию снижать потребность в производстве, поскольку топливо остается в реакторе в течение более длительного периода (хотя существует предел того, насколько далеко выгорает топливо). могут быть увеличены, не обращаясь к пределу обогащения 5%, установленному для запасов безопасности по критичности на заводах по изготовлению топлива).Параллельное внимание всей отрасли к повышению топливных характеристик и надежности также снизило потребность в топливе для замены дефектных узлов.

Планы по строительству большого количества новых реакторов влияют на спрос на производственные мощности двояко. Спрос на перезагрузку увеличивается в соответствии с новой установленной мощностью реактора, обычно от 16 до 20 тонн в год на ГВт. Кроме того, первые ядра создают временный пиковый спрос, так как требуемое количество примерно в три-четыре раза больше, чем количество перезагружаемой партии в эксплуатируемых в настоящее время LWR (а часть обогащения меньше).Среднее обогащение первого керна составляет около 2,8%.

Производство топлива по всему миру

Услуги по изготовлению топлива не закупаются таким же образом, как, например, закупка обогащения урана. Ядерные тепловыделяющие сборки представляют собой высокотехнологичные изделия, изготавливаемые по индивидуальным требованиям каждого клиента. Они определяются физическими характеристиками реактора, эксплуатацией реактора и стратегией управления топливным циклом предприятия, а также национальными или даже региональными требованиями к лицензированию.

Большинство основных производителей топлива также являются поставщиками реакторов (или принадлежат им), и они обычно поставляют исходные активные зоны и раннюю перезагрузку для реакторов, построенных по их собственным проектам. Однако рынок топлива LWR становится все более конкурентным, и для большинства видов топлива в настоящее время существует несколько конкурирующих поставщиков — в первую очередь, возможно, российский производитель ТВЭЛ конкурирует в производстве западного топлива для PWR, а западные производители топлива могут производить топливо для ВВЭР. В начале 2016 года 41% украинского топлива для ВВЭР поставлялось шведской компанией Westinghouse.В мае 2016 года компания Global Nuclear Fuel — Americas договорилась с ТВЭЛ о разработке конструкции топлива TVS-K в США для реакторов Westinghouse PWR. ТВЭЛ также планирует продавать топливо в Европе и квалифицировал свинцовые сборки на заводе Ringhals в Швеции.

В настоящее время мощности по производству топлива для всех типов топлива LWR во всем мире значительно превышают спрос. Очевидно, что изготовление топлива не станет узким местом в обозримой цепочке поставок для любого ядерного возрождения. Избыточные производственные мощности увеличиваются такими странами, как Китай, Индия и Южная Корея, стремящимися к достижению самодостаточности.

В мае 2014 года в отчете персонала Европейской комиссии говорилось, что в качестве условия инвестиций любой реактор, не входящий в ЕС, построенный в ЕС, должен иметь более одного источника топлива. Европейская стратегия энергетической безопасности ЕС от мая 2014 г. призывает: «В идеале также должна иметь место диверсификация производства тепловыделяющих сборок, но это потребует некоторых технологических усилий из-за различных конструкций реакторов». В июне 2015 года Программа исследований и обучения Евратома предоставила Westinghouse и восьми европейским партнерам 2 миллиона евро «на обеспечение безопасности поставок ядерного топлива для реакторов российской конструкции в ЕС», особенно типов ВВЭР-440.Концептуальный проект был завершен в мае 2017 года на основе топлива, предоставленного Westinghouse компании Loviisa в 2001-07 годах.

Производственные мощности по изготовлению топлива для

LWR во всем мире показаны в таблице 1. Производственные мощности по обратному преобразованию распределены особенно неравномерно. Для некоторых производителей это узкое место. Некоторые производители вообще не имеют перерабатывающих мощностей и вынуждены покупать такие услуги на рынке, в то время как другие, имеющие избыточные мощности, даже продают порошок UO2.

Таблица 1: Мировые мощности по изготовлению топлива LWR, т / год

Изготовитель Расположение Преобразование Пеллетирование Шток / узел
Бразилия INB Ресенде 160 120 400
Китай CJNF Jianzhong Ибинь 800 800 800
CBNF Баотоу 0 0 400
CNNFC Баотоу 200 200 200
Франция Framatome-FBFC Римлянам 1800 1400 1400
Орано Мальвези Под конст.
Германия Фраматом-ANF Линген 800 650 650
Индия Ядерный топливный комплекс ДАЭ Хайдарабад 48 48 48
Япония NFI (PWR) Куматори 0 383 284
NFI (BWR) Токай-Мура 0 250 250
Mitsubishi Nuclear Fuel Токай-Мура 450 440 440
Global Nuclear Fuel — Япония Курихама 0 620 630
Казахстан Ульба Усть-Каменогорск 0 108 0
Корея KNFC Тэджон 700 700 700
Россия ТВЭЛ-МСЗ * Электросталь 1500 1500 1560
ТВЭЛ-НЦХП Новосибирск 450 1200 1200
Испания ENUSA Juzbado 0 500 500
Швеция Westinghouse AB Västeras 787 600 600
Великобритания Вестингауз ** Спрингфилдс 950 600 860
США Framatome Inc Ричленд 1200 1200 1200
Global Nuclear Fuel — Америка Уилмингтон 1200 1000 1000
Вестингауз Колумбия 1600 1594 2154
Итого 12 645 13 913 15 276

* Включает прибл.220 ттм для реакторов РБМК
** Включает прибл. 200 ттм для реакторов AGR

Источник: Отчет Всемирной ядерной ассоциации по ядерному топливу за 2019 год, таблица 8.2
Обратите внимание: приведенные выше цифры примерно на 40% выше производственных мощностей, которые удовлетворяют спрос.

Таблица 2: Мировые мощности по изготовлению топлива PHWR, т / год

Изготовитель Расположение Стержень / Узел
Аргентина КОНУАР Кордова и Эйзейса 160
Канада Cameco Порт-Хоуп 1500
GNF-Canada Торон, Питерборо, 1500
Китай CNNFC Баотоу 246
Индия Ядерный топливный комплекс ДАЭ Хайдарабад 1000
Пакистан PAEC Чашма 20
Корея KEPCO Taejon 400
Румыния СНН Питешти 250
Итого 5076

Источник: Отчет Всемирной ядерной ассоциации по ядерному топливу за 2019 год, таблица 8.6, из МАГАТЭ

Отрасль производства топлива для LWR в последние годы была усовершенствована, в том числе:

  • Когда Westinghouse Electric была куплена Toshiba, Казатомпром приобрел 10% этой доли (впоследствии продал Toshiba).
  • Global Nuclear Fuels была создана как совместное предприятие General Electric, Toshiba и Hitachi, хотя в 2018 году Toshiba продала свою 14% долю Hitachi, увеличив свою долю до 40%. Есть два «филиала» GNF-A (Америка) и GNF-J (Япония) с разными структурами собственности.Наиболее известен по топливу BWR.
  • Toshiba приобрела 52% Nuclear Fuel Industries (NFI) в Японии, а затем согласилась выкупить оставшуюся часть у Sumitomo (24%) и Furukawa (24%), чтобы сделать ее полной собственностью.
  • Mitsubishi Heavy Industries и AREVA (30%) выкупили Mitsubishi Nuclear Fuel и создали совместное предприятие по производству топлива в США.
  • Казатомпром и AREVA договорились о строительстве завода по производству топлива производительностью 1200 т / год в Казахстане. *

* «Казатомпром» заявил, что к 2030 году намерен обеспечить до одной трети мирового рынка изготовления топлива, причем одним из первых крупных клиентов станет Китай.

Вторичная поставка из вторичного сырья

В настоящее время около 100 т регенерированного урана (RepU) в год производится на МСЗ в Электростали, Россия (мощность 250 т / год) по контрактам AREVA. Одна производственная линия на заводе AREVA в Риме, Франция имеет лицензию на производство 150 т RepU в топливо в год, и сборки PWR этого типа уже были доставлены на реакторы во Франции, Бельгии и Великобритании, а некоторое количество порошка RepU было отправлено из Россия в Японию. Ограниченная емкость RepU и повышенная емкость RepU (ЕСВ) существуют и в других местах.

В настоящее время почти все коммерческое МОКС-топливо производится на заводе AREVA MELOX в Маркуле. Обладая мощностью 195 тонн в год и высокой производительностью, этот завод помогает не только экономить уран и потребность в обогащении, но и высвобождает рыночные мощности по производству LWR.

Британский завод по производству МОКС-топлива в Селлафилде имел проектную мощность 120 т / год, но был снижен до 40 т / год и никогда не достигал этого уровня надежной производительности до закрытия в 2011 году. Российский завод по производству МОКС-топлива в Железногорске для быстрых реакторов начал работу в 2015 году. .Японский завод по производству МОКС-топлива в Роккашо-Мура планируется ввести в эксплуатацию к 2022 году, а завод по производству МОКС-топлива в США в Саванна-Ривер должен был производить МОКС-топливо из оружейного плутония, но этот проект в настоящее время прекращен.

Рынок МОКС-топлива в последнее время несколько ослаб после прекращения его использования в Бельгии, Германии и Швейцарии (мораторий), а продолжающаяся загрузка МОКС-топлива в Японии уменьшилась после аварии на Фукусиме.

Таблица 3: Мировые мощности по изготовлению МОКС-топлива, т / год

Изготовитель Расположение Гранулирование Шток / узел
Франция Орано Маркуль 195 195
Индия Ядерный топливный комплекс ДАЭ Тарапур 50 50
Япония JAEA Токай-Мура 5 5
JNFL Роккашо-Мура * 130 130
Россия MCC Железногорск 60 60
Итого 440 44 0

* Ввод в эксплуатацию к 2022 году
Источник: Отчет Всемирной ядерной ассоциации по ядерному топливу за 2019 год, таблица 8.7, обновлено

МОКС-топливо

Топливо из смеси оксида урана и оксида плутония (МОКС) используется примерно в 30 легководных энергетических реакторах в Европе и примерно в 10 в Японии. Он состоит из обедненного урана (около 0,2% U-235), большие количества которого остаются после обогащения урана, и оксида плутония, получаемого в результате химической обработки отработанного ядерного топлива (на заводе по переработке). Этот плутоний является реакторным и содержит около одной трети неделящихся изотопов.

На заводе по изготовлению МОКС-топлива два компонента энергично смешиваются в высокоэнергетической мельнице, которая тщательно перемешивает их, так что порошок превращается в основном в единый «твердый раствор» (U, Pu) O2. МОКС-топливо, содержащее около 7% плутония ректорного качества, эквивалентно обычному обогащенному урановому топливу. Процесс прессования и спекания во многом такой же, как и для топливных таблеток UO2, хотя для защиты рабочих от самопроизвольного выброса нейтронов из компонента Pu-240 требуется некоторая пластиковая защита.

Вибропакетированное МОКС-топливо (VMOX) — это российский вариант производства МОКС-топлива, при котором порошки смешанных (U, Pu) O2 и UO2 загружаются и упаковываются в трубы оболочки, где они спекаются на месте при собственной рабочей температуре. Это избавляет от необходимости производить окатыши с высокими геометрическими допусками, которые включают измельчение и лом, с которыми сложнее справиться для топлива, содержащего плутоний. Российские источники говорят, что виброупакованное топливо легче утилизировать.

REMIX топливо

Топливо

REMIX (из регенерированной смеси) производится непосредственно из неразделенной смеси рециклированного урана и плутония из переработанного отработанного топлива с урановой добавкой НОУ (до 17% по U-235), составляющей около 20% смеси. .Это дает топливо с примерно 1% Pu-239 и 4% U-235, которое может выдерживать выгорание 50 ГВт-сутки / т в течение четырех лет. Отработанное топливо REMIX через четыре года содержит около 2% Pu-239 * и 1% U-235, и после охлаждения и переработки неотделенные уран и плутоний снова рециркулируют после добавления НОУ, что компенсирует равные изотопы обоих элементов. .

Топливо

РЕМИКС может быть повторно переработано со 100% загрузкой активной зоны в существующих реакторах ВВЭР-1000 и, соответственно, переработано много раз — до пяти раз, так что с тремя загрузками в обращении реактор может проработать 60 лет на одном и том же топливе. , с перезарядкой НОУ.РЕМИКС может служить заменой существующему реакторному топливу, хотя он еще не коммерциализирован. Цикл REMIX может быть изменен, исходя из приведенных выше цифр, в зависимости от необходимости.

* увеличение на 68% по сравнению со 104% в топливном цикле МОКС, согласно данным Tenex.

Топливо высокотемпературного реактора TRISO

Высокотемпературные реакторы (HTR) работают при температуре от 750 до 950 ° C и обычно охлаждаются гелием. Топливо для них представляет собой частицы TRISO (триструктурно-изотропные) диаметром менее миллиметра.Каждый из них имеет ядро ​​(примерно 0,5 мм) из оксикарбида урана (или диоксида урана) с обогащением урана до 20% по U-235, хотя обычно меньше. Он окружен слоями углерода и карбида кремния, что обеспечивает удержание продуктов деления, устойчивое до очень высоких температур. Испытания в двух лабораториях США подтвердили, что большинство продуктов деления надежно остаются в частицах TRISO примерно до 1800 ° C.

Эти частицы могут быть расположены в HTR двумя способами: блоками — гексагональными «призмами» графита; или в гальках размером с бильярдный шар из графита, заключенных в карбид кремния, каждый из которых содержит около 15 000 топливных частиц и 9 г урана.Так или иначе, замедлитель — графит. В HTR потенциально можно использовать топливо на основе тория, такое как высокообогащенный или низкообогащенный уран с Th, U-233 с Th и Pu с Th. Большой опыт работы с ториевым топливом был получен в HTR.

Главный завод по изготовлению топлива HTR находится в Баотоу в Китае, северном филиале China Nuclear Fuel Element Co Ltd. С 2015 года это производит 300 000 топливных камушков в год для HTR-PM, строящегося в Шидаоване. Предыдущее производство было в Германии в небольших масштабах.

В США компания BWX Technologies в Линчбурге, штат Вирджиния, производит высокоэффективное низкообогащенное (HALEU) топливо TRISO в техническом масштабе, финансируемое Министерством энергетики США (DOE), а в октябре 2019 года компания объявила о расширении до коммерческий масштаб в течение трех лет. В марте 2020 года Министерство энергетики заключило контракт с BWXT на изготовление топлива HALEU TRISO для поддержки разработки проекта реактора трансформации (TCR) Министерства энергетики. HTR мощностью 3 МВт должен быть построен в Окриджской национальной лаборатории (ORNL) в Теннесси, чтобы продемонстрировать снижение затрат на развертывание «с использованием быстрого передового производственного подхода.«Министерство энергетики предполагает, что реактор будет спроектирован и построен с использованием 3D-печати и достигнет критичности к 2023 году». Гибкий подход к проектированию, производству и испытаниям используется для соблюдения этого графика и создания новой парадигмы проектирования и развертывания ядерных систем. «Активная зона реактора состоит из покрытых нитридом урана топливных частиц внутри усовершенствованной структуры карбида кремния. Топливные блоки перемежаются элементами замедлителя из гидрида иттрия.

X-energy владеет заводом по изготовлению пилотного топлива TRISO в ORNL.В ноябре 2019 года X-energy и GNF договорились о создании коммерческого производства HALEU TRISO на заводе GNF в Уилмингтоне в Северной Каролине. Ожидается, что это позволит производить топливо TRISO «значительно более высокого качества и по ценам, которые значительно ниже, чем у других потенциальных производителей». Он потенциально мог бы поставлять Министерству обороны США микрореакторы и НАСА для ядерных тепловых двигателей. X-energy основывается на топливной технологии TRISO, разработанной в рамках Программы квалификации топлива для усовершенствованных газовых реакторов Министерства энергетики США в рамках двух соглашений о сотрудничестве с Министерством энергетики.

X-energy также имеет соглашения с Centrus Energy в США о разработке технологии изготовления TRISO для карбид уранового топлива и с NFI в Токай в Японии, у которого есть запас топлива HTR 400 кгU / год, для HTTR Японии 30 МВт. NFI должна поставить оборудование для завода X-Energy TRISO-X в ORNL, что может потребовать перемещения всего завода.

X-energy подает заявку на получение гарантии по кредиту от правительства для коммерциализации цепочки поставок топлива на основе TRISO и, как ожидается, подаст заявку на лицензию для коммерческого завода к середине 2021 года, хотя теперь это может быть прерогативой GNF.

Топливо низкообогащенное высокопробирное прочее

В связи с рядом проектов малых модульных реакторов (SMR) внимание обращается на потребность в высокопробном низкообогащенном уране (HALEU) с уровнями обогащения от 5% до 20% по U-235. В США Министерство энергетики (DOE) предлагает преобразовать металлический HALEU в топливо для исследовательских и опытно-конструкторских целей в Комплексе материалов и топлива Национальной лаборатории штата Айдахо и / или Центре ядерных технологий и инженерии штата Айдахо, чтобы поддержать разработку нового реактора. технологии с более высокой эффективностью и более длительным сроком службы активной зоны.HALEU может быть металлическим или оксидным.

HALEU может быть произведен с использованием существующей технологии центрифуг, но для этого потребуется принять ряд мер, а также для деконверсии и изготовления топлива. Также потребуются новые транспортные контейнеры, поскольку контейнеры для сегодняшнего обогащенного UF 6 нельзя использовать по соображениям критичности.

Передовые технологии ядерного топлива

Деятельность по разработке топлива в атомной отрасли в основном сосредоточена на повышении надежности стандартных оксидных урановых топлив с циркониевой оболочкой.Однако все больше исследований и разработок прилагаются к эволюционным формам топлива, которые могут предложить значительные улучшения с точки зрения безопасности, обращения с отходами и экономики эксплуатации, а также позволяют развертывать новые типы реакторов.

Топливо устойчивое к авариям

Аварийно-устойчивое топливо (ATF) — это термин, используемый для описания новых технологий, повышающих безопасность и характеристики ядерного топлива. ATF может включать использование новых материалов и конструкций для оболочек и топливных таблеток.

Framatome, GE / GNF и Westinghouse разрабатывают концепции ATF при финансовой поддержке Министерства энергетики США. С 2012 года Министерство энергетики поддерживает разработку концепций ATF в рамках своей программы Enhanced Accident Tolerant Fuel (EATF). Его цель заключается в разработке новых материалов оболочки и топлива, которые могут лучше выдерживать потерю активного охлаждения в активной зоне, сохраняя или улучшая характеристики топлива и экономичность во время нормальной эксплуатации. Приоритетом программы EATF является минимизация образования водорода.

Совместная программа Министерства энергетики США использует исследовательский реактор Halden в Норвегии для испытания топливных стержней ATF, а также усовершенствованный испытательный реактор (ATR) и перезапущенную испытательную установку переходных реакторов (TREAT) в Национальной лаборатории Министерства энергетики штата Айдахо (INL). В феврале 2017 года Министерство энергетики выделило Framatome (затем Areva) 10 миллионов долларов на срок 2 года на 2-й этап программы, аналогичное финансирование предоставляется GE Hitachi и Westinghouse.

Framatome на втором этапе своей программы PROtect Enhanced ATF с 2017 года разрабатывает концепцию ядерного топлива с использованием оболочки из циркониевого сплава с хромовым покрытием (M5) в сочетании с топливными таблетками, легированными хромом.Ожидается, что топливо лучше удерживает газы деления и улучшит взаимодействие таблеток с оболочкой, а оболочка будет лучше сопротивляться высокотемпературному окислению. Дистанционная решетка GAIA, удерживающая топливные стержни, также имеет высокую механическую стойкость к истиранию. В июне 2018 года Министерство энергетики объявило об испытаниях ATF Framatome в усовершенствованном испытательном реакторе в Национальной лаборатории Айдахо. Первые полные испытательные сборки этого топлива GAIA с оболочкой M5 и таблетками с повышенным содержанием хрома были загружены в Vogtle 2 компании Southern Nuclear в марте 2019 года.Exelon планирует загрузить две полные топливные сборки GAIA в Calvert Cliffs 2 в марте 2021 года. Entergy также планирует использовать их в Арканзасе 1. Они также будут иметь покрытые хромом оболочки из циркаллоя и топливные таблетки, легированные хромом. Усовершенствованным топливом BWR Framatome является Atrium. Framatome также продолжает работу над оболочкой из карбида кремния и планирует использовать эту оболочку на таблетках, легированных хромом, в сборках для испытаний свинца примерно в 2022 году.

GE Hitachi с GNF разрабатывает два типа ATF: покрытие из ферритного / мартенситного стального сплава ( e.грамм. Fe-Cr-Al), известный как IronClad, и циркониевую оболочку с покрытием, известную как ARMOR. Оба предназначены для обычного топлива UO 2 и предназначены для обеспечения стойкости к окислению и превосходного поведения материала в ряде условий в BWR. Оболочка IronClad Fe-Cr-Al имеет лучшую механическую прочность при высоких температурах, удерживает газы деления лучше, чем циркониевый сплав, и имеет меньший потенциал образования водорода в случае аварии. Циркониевая оболочка с покрытием ARMOR обеспечивает повышенную защиту твэлов от истирания осколками.

Усовершенствованные топливные стержни

GNF были первыми, разработанными в рамках программы ATF, которые были загружены в коммерческий реактор во время весенней дозаправки люка 1 компании Southern Nuclear в марте 2018 года. Это были свинцовые испытательные стержни IronClad без топлива и свинцовые испытательные стержни с топливом и циркониевой оболочкой с покрытием ARMOR. . Завод Exelon в Клинтоне загрузил свинцовые испытательные сборки в январе 2020 года, как с циркониевой оболочкой с покрытием ARMOR, так и с тремя разновидностями GNF IronClad, которые являются первыми сборками оболочки на основе ферритной стали, работающими на топливе, которые будут установлены в промышленном реакторе.

Westinghouse в июне 2017 года запустила EnCore ATF. На заводе Exelon в Байроне компания производит первые испытательные стержни EnCore, в которые в сентябре 2019 года будет вставлена ​​свинцовая испытательная сборка. Исходное топливо EnCore состоит из топливных таблеток из силицида урана высокой плотности внутри циркониевой оболочки с тонким покрытием из хрома, что делает его химически более устойчивым. (Силицид урана — U 3 Si 2 — топливо для исследовательских реакторов также разрабатывается в INL.На втором этапе топливные таблетки силицида урана будут в композитной оболочке с керамической матрицей из карбида кремния с температурой плавления 2800 ° C, и эти испытательные сборки могут быть загружены в реактор к 2022 году. Поддерживается разработка топлива EnCore ATF наградами Министерства энергетики США компании Westinghouse и группы партнеров, включая General Atomics, несколько национальных лабораторий Министерства энергетики, Southern Nuclear Operating Company и Exelon.

Westinghouse заявила, что возникнет экономия затрат, поскольку силицид урана обеспечивает до 20% более высокую плотность урана и гораздо более высокую теплопроводность, которая не ухудшается при облучении, как UO 2 , поэтому при каждом отключении перегрузки необходимо заменять меньшее количество тепловыделяющих сборок. .На втором этапе EnCore более высокая термостойкость оболочки из карбида кремния может привести к пересмотру нормативных требований, и Westinghouse рассматривает это как «изменение правил игры».

После испытаний свинцовых испытательных сборок Westinghouse намеревается сделать полные количества перезарядки доступными с 2027 года. ATF представляют ряд производственных проблем, и, учитывая связанные с этим нейтронно-физические ограничения, может потребоваться обогащение более 5%, несмотря на более высокую плотность урана в топливо.

Топливная компания Росатома «ТВЭЛ» планирует предложить своим потребителям АТФ к началу 2020-х годов. ТВЭЛ разрабатывает ATF для использования в реакторах ВВЭР Росатома и в западных реакторах типа PWR. Испытания прототипов сборок — одного ВВЭР и одного для западных PWR — начались в начале 2019 года на исследовательском реакторе МИР в Государственном научно-исследовательском институте атомных реакторов в Димитровграде. Каждая сборка состоит из 24 твэлов с различными комбинациями материалов оболочки и топливного состава. Для первоначальных испытаний топливные таблетки были изготовлены из диоксида урана, а также из уран-молибденового сплава, которые имеют более высокую плотность и теплопроводность.После облучения несколько твэлов из каждой ТВС извлекаются для исследований после облучения и заменяются новыми твэлами с различными комбинациями материалов оболочки и топливных таблеток для дальнейших испытаний.

В конце 2019 года Росатом сообщил, что на Новосибирском заводе химконцентратов ТВЭЛ изготовлены три ТВС-2М, каждая из которых содержит двенадцать твэлов ATF. Сборки планируется загрузить в один из реакторов ВВЭР-1000 в Ростове в начале 2020 года.Топливные стержни ATF содержат таблетки диоксида урана с оболочкой из циркониевого сплава с хромовым покрытием или хромоникелевого сплава. Оба варианта делают облицовку более термостойкой.

Группа экспертов Агентства по ядерной энергии ОЭСР по ATF для легководных реакторов рассматривает материалы оболочки и активной зоны, уделяя особое внимание их фундаментальным свойствам и поведению в нормальных условиях эксплуатации и аварийных условиях, как описано выше для программы под руководством США. Рассматриваются как усовершенствованные материалы и компоненты сердечника, в частности инновационные материалы оболочки (покрытые и улучшенные сплавы на основе Zr, SiC и SiC / SiC композиты, усовершенствованные стали и тугоплавкие металлы), так и нетопливные компоненты (усовершенствованные стержни управления, корпус канала BWR). .Подгруппа занимается разработкой топлива для рассмотрения трех категорий инновационных видов топлива: улучшенного UO 2 , топлива с высокой плотностью и топлива с покрытыми частицами, такого как топливо HTR, описанное выше.

Металлическое топливо

Независимо от Министерства энергетики США и международной программы ATF, Lightbridge разрабатывает усовершенствованную концепцию металлического топлива, которое может иметь характеристики аварийной устойчивости.

Металлическое топливо использовалось в некоторых более ранних реакторах, таких как конструкция UK Magnox, а также в двух американских быстрых реакторах, с добавлением 5-10% циркония.Но более высокая температура плавления оксида урана сделала его предпочтительным топливом для всех реакторов на протяжении полувека. * По крайней мере, в США металлическое топливо не производилось с 1980-х годов.

* UO 2 имеет очень высокую температуру плавления — 2865 ° С (по сравнению с чистым металлическим ураном — 1132 ° С).

Однако металл имеет гораздо лучшую теплопроводность, чем оксид керамики, и недавние исследования вернулись к металлическим топливным формам. Компания Babcock & Wilcox Nuclear Energy работала с Lightbridge над созданием экспериментальной установки для металлического топлива из сплава Zr-U 50:50 (по массе) с ураном, обогащенным почти до 20%, и имеющей многолепестковую и спирально закрученную геометрию стержня. .Повышенное обогащение компенсирует снижение начальной делящейся нагрузки и производного плутония. Температура плавления сплава составляет около 1600 ° C, а средняя рабочая температура в топливе составляет до 370 ° C (а не около 1250 ° C в обычном оксидном топливе), теплопроводность в пять раз лучше, чем у оксидного топлива. BWXT в США завершила оценку осуществимости и подготовила план изготовления образцов топлива.

Каждый топливный стержень Lightbridge состоит из центрального вытеснителя из циркония, окруженного четырехлепестковым топливным сердечником с металлической оболочкой, прикрепленной к нему.У шестиугольных ТВС для ВВЭР ТВС трехлепестковый. Форма стержня обеспечивает увеличенную площадь поверхности для теплопередачи, а площадь между лепестками способствует разбуханию во время облучения. Стержень имеет большую конструктивную целостность, чем токовые трубки с керамическими гранулами внутри. Поворот примерно на 180 ° на протяжении примерно метра означает, что стержни самодостаточны, обеспечивая при этом хорошие характеристики потока. Топливо работает с более высокой удельной мощностью, чем оксидное топливо, и целевое выгорание составляет 21 атомный процент, что примерно в три раза больше, чем у оксидного топлива.Он подходит для всех LWR и, как ожидается, даст прирост мощности около 17% для существующих PWR и до 30% для новых, разработанных для более высокой плотности мощности и с более длительным топливным циклом. Помимо патентов США и России, в июне 2015 года конструкция была запатентована в Южной Корее, где Lightbridge видит «значительный потенциальный рынок», а в июле 2017 года эта патентная защита была расширена, чтобы охватить как металлическую четырехлепестковую конструкцию, так и ее изготовление. из пудры. К ноябрю 2017 года он был запатентован в Японии, Китае (четыре патента), Южной Корее и Канаде.

Lightbridge также договорился с канадскими ядерными лабораториями о производстве такого металлического топлива в Чок-Ривер в Канаде и его испытаниях на реакторе NRU. Ожидалось, что в рамках соглашения в начале 2016 года будут изготовлены и описаны прототипы топливных стержней с использованием обедненного урана, а образцы топлива для облучения с использованием обогащенного урана будут изготовлены позднее в том же году. При условии окончательного одобрения Норвежского управления по радиационной защите Lightbridge будет испытывать топливо в условиях прототипа PWR в водяном контуре под давлением норвежского исследовательского реактора Halden мощностью 25 МВт (кипящий тяжеловодный реактор).Первоначальный этап радиационных испытаний должен был начаться в 2017 году с использованием коротких образцов для оценки проводимости и продолжаться около трех лет с использованием топливных стержней диаметром 70 см для оценки оболочки и распухания. Испытания направлены на достижение выгорания, необходимого для ввода свинцовых испытательных сборок (LTA) в промышленный энергетический реактор. Ожидается, что заключительный этап облучения, необходимый для перезагрузки партии и полной активной зоны с 10% -ным увеличением мощности и 24-месячным циклом, займет еще два года и будет завершен, когда ДСС начнут работать в активной зоне промышленного энергетического реактора. около 2020 года.

В апреле 2015 года группа электроэнергетических компаний, представляющая половину ядерных генерирующих мощностей США, написала в Комиссию по ядерному регулированию письмо, в котором официально выразила интерес к металлическому топливу Lightbridge, заявив, что, по их мнению, это топливо дает возможности для значительного повышения безопасности и экономики топливного цикла. Консультативный совет по топливу для атомных электростанций (NUFAB) планирует испытать топливо в действующем реакторе PWR примерно в 2020 году.

В марте 2016 года Lightbridge заключила эксклюзивное соглашение о совместной разработке с Areva NP, чтобы создать совместное предприятие 50:50, которое будет разрабатывать, производить и коммерциализировать тепловыделяющие сборки на основе технологии металлического топлива.В ноябре он объявил о соглашении об основных условиях для совместного предприятия в США, создав «жизнеспособный и четко определенный путь коммерциализации», охватывающий тепловыделяющие сборки для большинства типов легководных реакторов, включая реакторы с водой под давлением (за исключением ВВЭР), кипящую воду. реакторы, малые модульные реакторы и исследовательские реакторы. В сентябре 2017 года было подписано обязывающее соглашение с Areva Inc (для New NP) о создании совместного предприятия в Северной Америке. Совместное предприятие Lightbridge и Framatome * было официально создано в январе 2018 года и получило название Enfission.Коммерческие продажи топлива ожидались к 2026 году. Однако в 2019 году Lightbridge попыталась закрыть совместное предприятие, а в начале 2020 года искала новых партнеров. Права интеллектуальной собственности на топливо остаются за Enfission.

* Новый NP был переименован в Framatome в январе 2018 года.

Lightbridge работает с четырьмя американскими ядерными предприятиями, и в конце 2016 года с одной из них было подписано письмо о намерениях относительно демонстрации свинцовой испытательной топливной сборки на коммерческом реакторе в США, возможно, к 2021 году.

В США Национальная лаборатория Айдахо (INL) испытывала изготовление металлического топлива методом экструзии для так называемого реактора бегущей волны (TWR) TerraPower. Топливо в нем рассчитано на перестановку, но без пополнения в течение 40 лет.

Разрабатываемое торий-урановое топливо

С начала 1990-х годов в России действует программа по разработке торий-уранового топлива на базе Курчатовского института в Москве с привлечением американской компании Lightbridge Corporation и финансирования правительства США для разработки топлива для российских реакторов ВВЭР-1000.В то время как в обычном топливе во всей топливной сборке используется обогащенный оксид урана, новая конструкция имеет съемную центральную часть и систему бланкета с топливными стержнями из металлического урана-циркония в центре и таблетками из уран-ториевого оксида в обычных топливных стержнях вокруг него. Th-232 в бланкете улавливает нейтроны, превращаясь в U-233, который расщепляется и расщепляется на месте. Материал бланкета остается в реакторе в течение девяти лет, но центральная часть сжигается только три цикла (как в обычном ВВЭР, 3 или 4 цикла.5 лет в зависимости от интервала дозаправки). Повторная обработка бланкета не предусмотрена как из-за трудностей, связанных с использованием ториевого топлива, так и из-за наличия значительного количества U-232 в бланкете. Двухкомпонентная тепловыделяющая сборка имеет ту же геометрию, что и обычный ВВЭР.

Вариант этой конструкции использует топливные стержни из плутоний-циркониевого металла в центральном узле затравки и ранее был известен как установка для сжигания плутония.

Другие разработки в области топлива

Другие топливные технологии, которые кажутся особенно многообещающими и которые могут быть коммерчески внедрены в обозримом будущем, включают:

  • Облицовки из керамики или циркония с покрытием, предотвращающие неблагоприятное взаимодействие пара и циркония при очень высокой температуре
  • Оксидное топливо с высокой теплопроводностью, которое может быть достигнуто добавлением таких добавок, как оксид бериллия (BeO).Более высокая проводимость обеспечивает более высокий запас прочности и может допускать более высокие рабочие мощности.
  • Топливо на основе тория, включая смешанное торий-плутониевое (Th-MOX) топливо, которое может обеспечить высокий коэффициент использования рециклированного плутония.
  • Другое цельнометаллическое топливо и кольцевое топливо LWR, обеспечивающее большее охлаждение и, следовательно, безопасное, высокую удельную мощность для топлива и улучшенную экономичность.
  • Топливо с гранулированными частицами с покрытием, предназначенное для достижения высоких уровней безопасности для топлива, которое можно оставлять в легководном реакторе на очень длительные периоды времени, тем самым достигая высокого выгорания компонентов рециркулированного плутония и / или актинидов.

Работа ведется по каждой из этих новых топливных технологий.


Примечания и ссылки

Общие ссылки

Всемирная ядерная ассоциация, Отчет о ядерном топливе (ранее Отчет о мировом рынке ядерного топлива )
Кок, Кеннет (редактор), 2009, Справочник по ядерной инженерии (главы 2, 3, 4, 9), CRC Press
Nuclear Engineering International, сентябрь 2010 г., данные по конструкции топлива
Мэлоун, Дж. И др., Усовершенствованное металлическое топливо для легководных реакторов Lightbridge Corporation, Nuclear Technology 180, декабрь 2012 г.
Заявление комиссара Джеффри С.Меррифилд на брифинге Комиссии по ядерному регулированию США по характеристикам ядерного топлива 24 февраля 2005 г., Комиссия по ядерному регулированию, № S-05-002
Кушнер, М. П., Производство ядерного топлива для промышленной выработки электроэнергии , Сделки IEEE по энергетическим устройствам и системам, том PAS-93, выпуск 1, стр. 244-247, январь 1974 г.
Веб-сайт Westinghouse Springfields
Страница производственного процесса на заводе в Токай на веб-сайте Mitsubishi Nuclear Fuel
Заключительный этап обработки в разделе Nuclear 101 на веб-сайте Cameco
Совместные усилия по созданию новых топливных станций, World Nuclear News, 28 октября 2010 г.
Areva, Mitsubishi создают совместное предприятие по изготовлению топлива, World Nuclear News, 18 февраля 2009 г.
Единый топливный магазин приходит в Азию, World Nuclear News, 6 октября 2009 г.
Westinghouse покупает японского производителя топлива, World Nuclear News, 30 апреля 2009 г.
Westinghouse подводит итоги цепочки поставок в области технологий, топлива и поставок, World Nuclear News, 19 января 2011 г.
Скоро решение о новом заводе по производству МОКС-топлива в Великобритании, World Nuclear News, 14 января 2011 г.
Камагин, Д., Модификация и усовершенствование конструкции топливной сборки РБМК-1500, Отчет Игналинской молодежной ядерной ассоциации (2003)
Страница «Ядерная продукция» на сайте ТВЭЛ
Подробнее о технических аспектах изготовления топлива, в основном о сварке циркалоя, см .: Peter Rudling et al. , Сварка циркониевых сплавов, Отчет по специальной теме IZNA7, Advanced Nuclear Technology International, октябрь 2007 г.
Сайт Lightbridge

Обращение с отработавшим топливом, стратегии обращения с отработавшим ядерным топливом

Ядерный топливный цикл заканчивается безопасным, надежным и устойчивым обращением с отработавшим топливом, которое включает его хранение после извлечения из активной зоны АЭС с последующей его переработкой / рециркуляцией или окончательным захоронением.Безопасные, надежные, устойчивые к распространению и экономически эффективные ядерные топливные циклы, сводящие к минимуму образование отходов и воздействие на окружающую среду, во всем мире способствуют устойчивости ядерной энергетики.

Задачи состоят в том, чтобы идентифицировать и решать соответствующие технологические проблемы, а также поддерживать определенную гибкость в обращении с отработавшим ядерным топливом, чтобы учесть самый широкий диапазон потенциальных вариантов на будущее.

МАГАТЭ способствует применению передовой практики и обмену опытом в области обращения с отработавшим топливом.Он предоставляет информацию и руководящие указания своим государствам-членам, и в частности странам, подписавшим Объединенную конвенцию о безопасности обращения с отработавшим топливом и радиоактивных отходов, чтобы они могли улучшить свои возможности по планированию, разработке и внедрению безопасных, экологически жизнеспособных и эффективные стратегии обращения с отработавшим топливом.

На сегодняшний день процесс ввода в эксплуатацию мощностей для глубокого геологического захоронения идет медленно, хотя ряд проектов находится на продвинутой стадии разработки для достижения этой цели.Поэтому системы хранения отработавшего топлива, возможно, придется обслуживать в течение более длительных периодов времени, возможно, более 100 лет, что побуждает к проведению исследований и разработок и разработке программы управления старением для демонстрации обоснования безопасности длительного хранения отработавшего топлива. .

Таким образом, необходима стабильная политика обращения с отработавшим топливом в течение предусмотренных длительных периодов времени. Этого можно достичь только при активном участии политиков, правительственных организаций, регулирующих органов, операторов, организаций по обращению с отработавшим топливом и радиоактивными отходами, а также промышленности.

Передовые и инновационные технологии уже внедрены в нескольких странах для переработки отработавшего топлива и рециркуляции его пригодных для использования материалов, таких как плутоний и уран, путем производства и использования МОКС-топлива. В некоторых странах разрабатываются и другие, более сложные технологии переработки, чтобы также повторно использовать фертильные (второстепенные актиниды, такие как нептуний, америций и кюрий) и / или долгоживущие радионуклиды (такие как цезий и стронций), чтобы сделать ядерный топливный цикл более устойчивым и устойчивым. для уменьшения количества и радиотоксичности конечных отходов, подлежащих удалению.Эти технологии рециркуляции должны поддерживать использование топлива для быстрых реакторов в долгосрочной перспективе.

Ядерное топливо 101 — ClearPath

Опубликовано 30 июля, 2019 Натали Хутален

Ядерное топливо «горит» без пожара. Вырабатывается тепло, но, в отличие от ископаемого топлива или древесины, топливо выглядит так же до использования, как и после. Ядерная энергия — это чистая энергия. Без огня нет дыма. А без дыма нет выбросов. Костры и поджаривание тостов разрывают связи между атомами и меняют их порядок, ядерная энергия разрушает сам атом.Как создается и используется ядерное топливо, сложно и часто неправильно понимают; В этой статье представлено подробное и широкое объяснение того, как в настоящее время производится ядерное топливо из низкообогащенного урана, а также краткое введение в инновационные альтернативные виды топлива.

Наши нынешние коммерческие ядерные реакторы работают по одному и тому же принципу: большой атом (обычно уран) распадается на более мелкие части, и энергия, которая использовалась для удержания этих частей вместе, выделяется в виде тепла. Этот процесс называется делением ядра.Если этого происходит достаточно, выделяющееся тепло может вскипятить огромное количество воды и в конечном итоге выработать электроэнергию.

Это невероятно полезный естественный процесс. Вопрос в том, как использовать его для производства электричества?

Во всем мире для выработки электроэнергии используются два основных реактора, оба из которых работают на топливных таблетках из низкообогащенного урана. Впервые они были разработаны в 1950-х годах и относятся к категории «легководных реакторов». Более 19% общего спроса на электроэнергию в Соединенных Штатах удовлетворяется только 97 реакторами.Большой реактор с водой под давлением может иметь 18 миллионов топливных таблеток, упакованных в стержни, расположенные в топливных сборках. 1 Ежегодно потребляется эквивалентная энергия 3,6 миллиона пеллет. Один год эксплуатации большого реактора с водой под давлением спасет нас от сжигания 3,6 миллиона тонн угля или 12,6 миллиона баррелей нефти.

Производство урана по странам 2


Горнодобывающая промышленность

Урановая руда 3 (U3O8) обнаружена по всему миру и добывается более чем в десятке разных стран, включая США 4 , с использованием открытых горных работ или извлекаемых с помощью выщелачивания.При представлении карьеров на ум приходит разработка открытых горных работ. Выщелачивание — предпочтительный метод защитников окружающей среды; раствор пропускается через урановое месторождение, которое извлекает руду без нарушения верхнего слоя почвы 5 . Во всем мире эти два метода добычи используются с одинаковой популярностью. 6

Производство урана по странам

Производство урана по странам 7

После добычи руда замачивается в кислотном растворе, который высвобождает оксид урана (U3O8) из почвы.Высвободившийся оксид урана сушится и превращается в прессованный порошок, который в просторечии называют «желтым кеком» из-за его цвета. Yellowcake состоит из 80-90% чистого оксида урана. 8

Yellowcake (U308) 9


Обогащение

Атом урана в неочищенной руде (U3O8) с вероятностью является одним из трех типов «изотопов». 10 , 11 Эти изотопы встречаются в естественном соотношении изотопов:

U-235 — это изотоп, который производит тепло на современных атомных электростанциях. 12 Процесс увеличения концентрации U — 235 называется обогащением. Для использования на электростанциях естественная концентрация должна быть увеличена от 0,72% до 3-5%. Это называется низкообогащенным ураном (НОУ). Для сравнения, обогащение ядерного оружия составляет 85% и более.

Обогащение урана по продуктам

Существует несколько методов обогащения, но наиболее широко используется газовая центрифуга. Желтый кек (U3O8) превращается в урановый газ (UF 6 ).Более высоких концентраций можно достичь, вращая газ в центрифуге. Когда газ вращается, более тяжелый газ (238UF 6 ) движется наружу, а более легкий газ (235UF 6 ) движется к центру. Центрифуги связаны в цепочку, и газ с более высокой концентрацией 235UF 6 подается в новую центрифугу для продолжения обогащения до тех пор, пока не будет достигнута желаемая концентрация. 13


Пеллета к топливной сборке

После обогащения урановый газ (UF 6 ) превращается в порошок диоксида урана (UO 2 ).Этому порошку придают форму и нагревают в виде керамической гранулы, имеющей приблизительно дюйма в диаметре и дюйма в высоту. 14 Керамика — хороший выбор в качестве материала топливных таблеток, потому что керамика может очень сильно нагреться до того, как расплавится, она не сильно расширяется при нагревании и изолирует радиоактивные загрязнения.

Производство топливной сборки

Топливная сборка 15

Эти гранулы (UO 2 ) укладываются в стержни длиной 13 футов.На стержень подается давление 16 инертным газообразным гелием (He) и герметично. Стержни связаны в топливную сборку с верхней ручкой, поэтому ее можно вставлять и снимать с помощью крана. В активной зоне реактора имеется примерно 150 пучков в зависимости от расположения и возраста топлива. Срок службы одного пакета в среднем составляет 5 лет. Примерно треть комплектов заменяется каждые 18–24 месяца.

Несмотря на то, что производство топлива является сложным, относительное производство энергии делает ядерное топливо небольшим процентом от общей стоимости установки по сравнению с другими источниками электроэнергии.Затраты на топливо составляют треть стоимости атомной электростанции за весь ее срок службы 17 и более чем вдвое превышают затраты на угольные и газовые электростанции. 18


Текущие альтернативы и взгляд в будущее

Следующее поколение конструкций ядерных реакторов включает неотъемлемые гарантии при одновременном снижении затрат. Модульная конструкция меньшего размера снижает затраты на строительство электростанции и позволяет масштабировать электростанцию ​​в соответствии с потребностями населения.Некоторые новые реакторы могут использовать энергию отработавшего топлива и разбавленного ядерного оружия, снижая риски распространения и уменьшая количество ядерных отходов до 80%. Некоторые реакторы предназначены для естественного отключения в случае полной потери мощности. Все эти улучшения требуют инноваций в вариациях обогащения топлива, используемых делящихся изотопов (например, U-235, U-233, Pu-239) и физического состава. Например, низкообогащенный уран (НОУ) для легководных реакторов представляет собой уран с обогащением 3-5% в керамической форме.Альтернативные виды топлива в настоящее время существуют в других странах, а другие разрабатываются для реакторов следующего поколения.

Высокопробный низкообогащенный уран (HALEU) — это класс обогащения выше, чем у низкообогащенного урана, но все же значительно ниже оружейного уровня обогащения. HALEU составляет от 5 до 19,75% обогащения по U — 235. 19 Этот более высокий класс обогащения топлива важен для будущего усовершенствованных реакторов, поскольку он позволяет уменьшить размер активной зоны и, следовательно, стоимость электростанции.

Трехструктурное изотропное топливо (TRISO) — это инновация в физическом составе, которая делает топливо невосприимчивым к расплавлению. Это топливо производится компанией под названием X-energy 20 для своего высокотемпературного реактора с газовым охлаждением. Металлический шарик HALEU размером с кончик ручки 21 покрыт углеродом и карбидом кремния. Множество таких покрытых шаров помещают в свинцовую сферу размером с бильярдный шар. Высокотемпературные реакторы работают при температуре от 1350 до 1750 ° F. Это топливо с покрытием может выдерживать до 3250 ° F, температуру, которая превышает наихудшие условия. 22

Икс-энергия 23

Смешанное оксидное топливо (МОКС) 24 — вторая жизнь НОУ из легководных реакторов. Программы, использующие МОКС-топливо, существуют в Европе, России и Японии. После процесса обогащения низкообогащенного урана для легководных реакторов остается обедненный U — 235 (с обогащением около 0,2%). Плутоний в отработавшем топливе 25 может быть удален и объединен с обедненным U — 235. 7% -ное обогащение плутония ведет себя аналогично 3-5% -ному обогащению U-235 в реакторе.ТВС с МОКС-топливом могут использоваться в специальных легководных реакторах рядом с ТВС с НОУ. Использование МОКС-топлива приводит к уменьшению объема ядерных отходов. В идеале эта вторая жизнь должна быть отдана всему отработавшему топливу с НОУ.

Топливные таблетки из природного урана (уран в его естественной концентрации) имеют пониженный риск распространения. Если у страны нет возможностей для обогащения, уровень оружия не может быть достигнут. Реакторы, в которых используется природный уран, также могут извлекать энергию из отработавшего ядерного топлива легководных реакторов, уменьшая общий объем отходов.Две школы реакторов могут использовать природный уран: тяжелая вода 26 реакторов и плутоний (Pu) — 239 быстрых реакторов-размножителей 27 реакторов. Самый известный тяжеловодный реактор — канадский реактор CANDU, который был введен в эксплуатацию в 1977 году. 28 Pu — 239 на быстрых нейтронах 29 реакторов можно разделить на жидкий натрий 30 , с газовым охлаждением 31 и бегущую волну. 32 реакторов. Сегодня они менее распространены, но преобладают в области усовершенствованных реакторов, поскольку они создают 1/5 часть отходов современных легководных реакторов.

Жидкое топливо — особый случай; атомы топлива связаны с частью молекул в рабочей жидкости. Прекрасным примером этого являются реакторы с расплавом солей; 33 Соли фторида смешиваются вместе в точном соотношении, действуя как хладагент, так и как топливо. Эти реакторы были первоначально исследованы в 1960-х годах. С тех пор существует несколько усовершенствованных конструкций реакторов 34 , 35 , в которых используется концепция жидкого топлива.

Разнообразие ядерного топлива затрудняет полное понимание.Физический состав, обогащение и делящийся изотоп создают множество комбинаций типов топлива, которые могут обслуживать удаленные сообщества или крупные мегаполисы. Ядерные батареи питают наши космические миссии, а ядерные реакторы питают наши подводные лодки, но отдельные технологии, использующие преимущества этого делящегося изотопа, выглядят совершенно иначе. Просить всех понять, что такое ядерное топливо, необязательно, но важно, чтобы люди понимали масштабы его потенциала.Полностью безуглеродная ядерная энергия обеспечивает почти 20% потребления электроэнергии в США, используя варианты того же топлива, разработанного в 1940-х годах. 80 лет спустя новые усовершенствованные конструкции реакторов набирают обороты, и мы можем увидеть их на рынке уже в этом десятилетии. Топливо, разрабатываемое для этих новых конструкций, способно утилизировать отработавшее топливо, снизить риск распространения или предотвратить расплавление реактора. Хотя наука, лежащая в основе ядерной энергетики, захватывающая, ее безуглеродный и надежный вклад в нашу энергосистему еще более важен.

Переработка дает новое предназначение отработавшему ядерному топливу

Представьте, что вы заправили свой бензобак 10 галлонами газа, проехали ровно настолько, чтобы сжечь полгаллона, а остальное выбросить. Затем повторите. По сути, это практика, которой следует американская ядерная промышленность.

Израсходованное ядерное топливо электростанций все еще имеет 95% потенциала для производства электроэнергии. В настоящее время планируется разместить отработавшее ядерное топливо в геологическом хранилище. Итак, почему он не перерабатывается? Оказывается, что разделение пригодных для использования и непригодных для использования частей отработавшего ядерного топлива сложно.

Бассейн отработавшего ядерного топлива, используемый для безопасного и надежного временного хранения. (Фото: Комиссия по ядерному регулированию США)

«Отработанное ядерное топливо составляет примерно половину таблицы Менделеева. Так что, с точки зрения химии, многое происходит, — сказал Грегг Люметта, химик и лаборант PNNL. «А чтобы снизить риск распространения, лучше всего, если чистый плутоний не будет производиться на каком-либо этапе процесса разделения».

Исследователи из Тихоокеанской северо-западной национальной лаборатории (PNNL) разработали инновационные возможности для быстрого разделения, мониторинга и жесткого контроля определенных соотношений урана и плутония в режиме реального времени — важное достижение в эффективном контроле получаемого продукта и обеспечении безопасности ядерного материала.

Двухконтурная установка для рециклинга отработавшего ядерного топлива

В связи с ростом спроса на безуглеродную энергию ядерная энергия является одним из вариантов в структуре экологически чистой энергии, особенно с перспективными реакторами. Тем не менее, есть еще несколько серьезных проблем, которые необходимо преодолеть: что происходит с отработавшим ядерным топливом, которое в настоящее время не используется, и как мы приводим в действие усовершенствованные реакторы?

«Возможно, у этих проблем есть одно и то же решение — переработка отработавшего ядерного топлива для производства нового топлива», — сказала Аманда Лайнс, химик PNNL.«Как мы можем лучше использовать отработанное ядерное топливо в мире повышенного спроса на энергию, которому угрожает рост углеродного следа?»

Новые усовершенствованные реакторы могут быть спроектированы для работы на переработанном топливе. Но переработка отработавшего ядерного топлива означает отделение энергогенерирующего плутония от всего остального в смеси без выделения его в чистом виде, что рассматривается как риск распространения. Кроме того, конечный продукт должен представлять собой точное соотношение урана и плутония для производства нового топлива, которое можно повторно использовать в ядерных реакторах.

Деконструированная заправка для салата

Разделение отработавшего ядерного топлива похоже на попытку разобрать заправку для салата из винегрета с целью переноса ингредиентов из уксуса в масло.

Исследователи PNNL используют специальные рамановские системы, основанные на различных длинах волн возбуждения, для идентификации химических веществ в отработавшем ядерном топливе. Эти методы являются ключевым компонентом мониторинга в реальном времени как в больших, так и в малых масштабах. (Фото Андреа Старр | Тихоокеанская северо-западная национальная лаборатория)

Химическая суспензия подается в систему обработки на центрифуге, которая выглядит как гигантский дот, в каждом отсеке которого находится ротор для перемешивания.Раствор перетекает из одного конца системы в другой, перемешивая, центрифугируя, добавляя или вычитая различные химические компоненты по пути. На протяжении всего процесса мониторинг в реальном времени дает критическую информацию о том, какие корректировки необходимо внести для поддержания определенного химического состава.

«Мониторинг в реальном времени имел решающее значение для определения точных соотношений химических элементов. Мы действительно сосредоточились на процентном содержании урана и плутония и точно знали, каковы они были в любой момент », — сказал Лайнс.

Мониторинг в реальном времени также повышает эффективность, снижает затраты и переводит установленный процесс в более современную и футуристическую сферу.

«В конечном итоге, он дает возможность исследователям и операторам, предоставляя почти мгновенную информацию, которая помогает контролировать и понимать химические процессы», — сказал Лайнс.

Возможности мониторинга в реальном времени

PNNL экспоненциально развивались за последние 25 лет, пересекаясь с долгой историей исследований по рециркуляции и разделению топлива.

От промышленного до микромасштабного

Исследователи разделения часто полагаются на искусственное имитируемое отработавшее ядерное топливо для имитации химических процессов, потому что фактическое отработанное ядерное топливо дорого приобретать и изучать. Однако моделируемое отработавшее ядерное топливо также является дорогостоящим, особенно в крупных промышленных масштабах, необходимых для изучения процессов рециркуляции и разделения в больших объемах.

Для решения этой проблемы PNNL разработала дополнительные подходы, которые могут быть реализованы в гораздо меньших и гораздо менее дорогостоящих масштабах.Используя микрофлюидику или технологию «лаборатория на кристалле» в сочетании с мониторингом в реальном времени, исследователи могут отслеживать химические процессы на предметах размером с предметное стекло микроскопа.

«Мы можем проводить те же исследования разделения и отслеживать точный состав компонентов уранового топлива и продуктов деления на протяжении всех процессов рециркуляции, подобно тому, как это делается в лабораторных или промышленных масштабах», — сказал Лайнс.

Исследователи также могут использовать реальное отработавшее ядерное топливо, потому что его масштабы намного меньше.«Эта технология является рентабельной и открывает невероятные возможности для разработки и продвижения подходов к переработке отходов», — сказал Лайнс.

Более 50 лет переработки и разделения ОЯТ

Грегг Люметта из PNNL (Фото Андреа Старр | Тихоокеанская северо-западная национальная лаборатория)

От снижения уровня радиации в высокоактивных радиоактивных отходах до разработки процесса разделения для удаления опасных элементов из отработавшего топлива, PNNL имеет долгую историю решения некоторых из сложнейшие проблемы страны с отработавшим ядерным топливом.

«Мы развиваем операции топливного цикла на протяжении десятилетий, — сказал Люметта. — Эта последняя работа является платформой для нас, на которой мы продолжаем заниматься химическим разделением для усовершенствованных вариантов топливного цикла».

Исследования разделения топливного цикла и мониторинга в реальном времени расширяют возможности PNNL в отношении других применений отработавшего ядерного топлива в будущем. Эти результаты исследований были освещены в двух недавних журнальных статьях, спонсируемых Управлением ядерной энергии Министерства энергетики США в рамках Программы исследований и разработок в области ядерных технологий:

  • «Включение микромасштабной обработки: комбинированная спектроскопия комбинационного рассеяния и поглощения для микрожидкостного онлайн-мониторинга», опубликовано 19 декабря 2020 г., издание Analytical Chemistry, DOI: / 10.1021 / acs.analchem.0c04225. В команду микромасштабной обработки входят: Хоуп Лаки, Хизер Фелми, Ханна Брайан, Сэм Брайан и Аманда Лайнс, а также Гилберт Нельсон (Колледж Айдахо), Джоб Белло (Spectra Solutions) и Фабрис Ламади (Университет Монпелье, Франция) .
  • «Слияние датчиков: комплексный оперативный мониторинг в реальном времени для управления технологическим процессом с помощью видимой, ближней инфракрасной и рамановской спектроскопии», опубликовано в выпуске за июль 2020 г. ACS Sensors , DOI: 10.1021 / acssensors.0c00659. В команду по слиянию датчиков входят: Аманда Лайнс из PNNL, Гейб Холл, Сьюзан Асмуссен, Джаррод Оллред, Сергей Синков, Форрест Хеллер, Грегг Люметта и Сэм Брайан, а также Нил Галлахер (Eigenvector Research).

Ядерное топливо — обзор

1.17.1 Введение

Ядерное топливо и конструкционные материалы — сложные системы, которые было очень трудно понять и смоделировать, несмотря на десятилетия согласованных усилий. Даже формы топлива из одиночного оксида актинида или металлического сплава еще предстоит точно и полностью представить.Проблема усугубляется в топливах с множеством актинидов, таких как трансурановые (TRU) топлива, предназначенные для потребления долгоживущих изотопов в тепловых или быстрых реакторах. Более того, топливо, которое испытало значительное выгорание, становится очень сложной, многокомпонентной, многофазной системой, содержащей более 60 элементов. Таким образом, в работающем реакторе ядерное топливо представляет собой высокотемпературную систему, которая непрерывно изменяется по мере образования продуктов деления и потребления актинидов, а также испытывает градиенты температуры и состава при одновременном воздействии сильного радиационного поля.Хотя конструкционные материалы для ядерных реакторов, безусловно, представляют собой сложные системы, которые извлекают выгоду из термохимического понимания, акцент и примеры в этой главе сосредоточены на топливных материалах по причинам, указанным выше. Более высокие температуры топлива быстро приводят его в состояние термохимического равновесия, по крайней мере, локально, а сложность их состава выигрывает от вычислительного термохимического анализа. Связанную информацию о термодинамических моделях сплавов можно найти в Chapter 2.01 Элементы актинидов: свойства и характеристики; Глава 2.07 Сплавы циркония: свойства и характеристики; Группа 2.08 Никелевые сплавы: свойства и характеристики; Глава 2.09 Свойства аустенитных сталей для применения в ядерных реакторах; Группа Глава 1.18 Сегрегация, вызванная излучением; и Глава 3.01 Металлическое топливо.

Основная проблема для ядерного топлива заключается в том, что исходный топливный материал, будь то фаза со структурой флюорита для оксидного топлива или сплав для металлического топлива, имеет переменный исходный состав, а также растворяет значительные порождаемые актиниды и продукты деления.Таким образом, топливная фаза представляет собой сложную систему еще до облучения и становится значительно более сложной, поскольку другие элементы образуются и растворяются в кристаллической структуре. Сложность усугубляется тем, что после значительного выгорания образуются достаточные концентрации продуктов деления для образования вторичных фаз, например, пятиметаллической белой фазы (молибдена, родия, палладия, рутения и техниция) и фаз перовскита в оксидных топливах, таких как подробно описано в Глава 2.20 Химия продуктов деления в оксидных топливах. Таким образом, любое химико-термодинамическое представление топлива должно включать модели нестехиометрии в топливной фазе, растворения других элементов и образования вторичных, столь же сложных фаз.

Решение сложной проблемы моделирования ядерного топлива начинается с разработки химико-термодинамического (или термохимического) понимания материальной системы. Равновесные термодинамические состояния по своей сути не зависят от времени, причем равновесное состояние является состоянием с наименьшей полной энергией.Поэтому такие вопросы, как кинетика и массовый транспорт, напрямую не рассматриваются. Хотя химическая кинетика взаимодействий важна, они часто менее важны в топливе, подвергающемся выгоранию (делению) из-за задействованных высоких температур и, как следствие, быстрой кинетики, и ими часто можно пренебречь в масштабах времени, связанных с топливом в реакторе. Однако зависимость массопереноса от времени действительно влияет на поведение топлива, о чем свидетельствуют значительные градиенты состава, обнаруженные в топливе с высоким выгоранием, будь то металл или оксид, и, в первую очередь, из-за воздействия на оболочку продуктов деления и окисления частицами, выделяемыми из оксидного топлива.

Хотя состояние равновесия не дает информации о диффузии или переносе паровой фазы, оно дает условия источника и стока для этих явлений. Таким образом, расчет локального равновесия внутри топливных объемных элементов может в принципе обеспечить значения активности / давления пара, полезные в кодах для расчета массового потока. Термохимически полученные свойства топливных фаз также обеспечивают собственную теплопроводность, исходные условия для роста зерен, потенциальные механизмы коррозии и давление частиц газа, что важно для обработки топлива и поведения в реакторе.Таким образом, термохимические исследования могут помочь в моделировании видов и теплового переноса в топливе.

Отчет о ядерном топливе показывает позитивное долгосрочное будущее: уран и топливо

08 сентября 2021

Согласно прогнозам, содержащимся в последнем издании отчета по ядерному топливу Всемирной ядерной ассоциации, мировая ядерная генерирующая мощность продолжит тенденцию к росту, при этом спрос на урановое топливо возрастет в период до 2040 года.Ресурсов урана более чем достаточно для удовлетворения этого спроса, но в текущем десятилетии потребуется интенсивная разработка новых проектов, чтобы избежать возможных перебоев в поставках.

(Изображение: World Nuclear Association)

Ожидается, что мощность атомной генерации будет расти на 2,6% в год, достигнув 615 ГВт к 2040 году в базовом сценарии Отчет о ядерном топливе: глобальные сценарии доступности спроса и предложения на 2021-2040 годы , представленный сегодня на ежегодном симпозиуме Всемирной ядерной ассоциации 2021 .Только 74% потребностей реакторов в 2020 году были покрыты за счет поставок первичного урана.

Этот отчет является последним в серии отчетов, публикуемых примерно раз в два года с 1975 года. Составлен с участием более 80 экспертов из мировой ядерной отрасли под сопредседательством Александра Бойцова из Tenex и Джеймса Невлинга из Exelon Generation, В отчете используется общедоступная информация, полученная от организаций, действующих в ядерном топливном цикле — как членов, так и нечленов Ассоциации, — для составления прогнозов ядерных мощностей и производства урана.Три его сценария, обозначенные как Базовый, Верхний и Нижний, охватывают диапазон возможностей ядерной энергетики до 2040 года.

Собственная модель, используемая Всемирной ядерной ассоциацией для подготовки прогнозов потребностей в топливе, была тщательно пересмотрена для этого издания с переоценкой различных факторов, влияющих на спрос на ядерное топливо, таких как параметры теплового КПД, уровни обогащения и выгорание топлива.

Малые модульные реакторы (ММР) рассматриваются в отчете с качественной точки зрения, но еще не включены в модель количественно, за исключением включения КЛТ-40С российской разработки, два из которых в настоящее время находятся в эксплуатации. плавучая атомная электростанция Академик Ломоносов .Представляя сегодня отчет, Невлинг сказал, что он ожидает, что в некоторых проектах, которые в настоящее время прогнозируются на последующие годы отчетного периода, появятся кластеры SMR. «Мы ожидаем, что к 2023 году рынок [SMR] станет достаточно зрелым, чтобы мы могли перейти от качественной обработки к количественной», — сказал он.

Атомная энергия в настоящее время вырабатывает около 10% мировой электроэнергии. Ожидается, что в будущем он будет играть все более важную роль по причинам, включая близкие к нулю выбросы углекислого газа и других загрязнителей, его надежность и безопасность по требованию, а также его долгосрочную конкурентоспособность по затратам.Кроме того, его способность производить тепло с почти нулевым содержанием углерода может помочь декарбонизации многих секторов экономики, с которыми трудно справиться. Он сталкивается с рядом конкурентных проблем со стороны других источников производства электроэнергии, особенно на дерегулируемых рынках, но, хотя рост спроса на электроэнергию в некоторых странах замедлился, во многих развивающихся странах ядерный сектор остается сильным.

Рост мощности

По состоянию на середину 2021 года мировая ядерная мощность составляла около 394 ГВт (из 442 единиц), и около 60 ГВт (57 единиц) находилось в стадии строительства.В Базовом сценарии ожидается рост ядерной мощности на 2,6% в год, достигнув 439 ГВт к 2030 году и 615 ГВт к 2040 году. В верхнем сценарии ожидается рост до 521 ГВт в 2030 году и 839 ГВт в 2040 году. прогнозируемый стабильный рост мощности наблюдается в течение всего отчетного периода.

Мировые потребности реакторов в уране, оцениваемые примерно в 62 500 тонн урана в 2021 году, увеличатся до 79 400 тонн урана в 2030 году и 112 300 тонн урана в 2040 году в Базовом сценарии; однако мировая добыча урана значительно упала с 63 207 тонн урана (tU) в 2016 году до 47 731 tU в 2020 году.

«Спад на урановом рынке в настоящее время вызвал не только резкое сокращение объемов разведки урана (на 77% с 2,12 млрд долларов США в 2014 году до почти 483 млн долларов США в 2018 году), но и сокращение добычи урана на существующих рудниках с более чем Годовой объем производства 20 500 тонн простаивает », — отмечается в сообщении. «Объемы добычи урана на существующих рудниках, по прогнозам, останутся достаточно стабильными до конца 2020-х годов, а затем сократятся более чем вдвое с 2030 по 2040 год.«

Прогнозируется, что вторичные поставки урана будут играть постепенно уменьшающуюся роль на мировом рынке, и, хотя коммерческие запасы в ближайшем будущем помогут преодолеть разрыв между спросом и предложением, рынок остается дефицитным, говорится в отчете. По его словам, в долгосрочной перспективе отрасли необходимо как минимум удвоить портфель новых проектов к 2040 году. «Есть более чем адекватные расширения проектов, урановые ресурсы и другие проекты в разработке, чтобы удовлетворить эту потребность, но для рынка важно послать сигналы, необходимые для начала разработки этих проектов», — отмечает он.

«В текущем десятилетии потребуется интенсивная разработка новых проектов, чтобы избежать возможных перебоев в поставках. Ряд проектов, находящихся на очень продвинутой стадии разработки, ждут улучшения рыночной ситуации спроса и предложения, чтобы начать добычу урана», — говорится в отчете. говорит.

Помимо майнинга

В отчете также рассматривается спрос и предложение в секторах конверсии, обогащения и изготовления топлива. Краткосрочные потребности в гексафториде урана будут удовлетворяться за счет коммерческих запасов, а также за счет наращивания и перезапуска существующих установок к 2023 году, но в долгосрочной перспективе потребуются дополнительные мощности по конверсии.

Существующая мощность обогащения достаточна для удовлетворения требований реактора. Дополнительные мощности могут потребоваться во второй половине следующего десятилетия в соответствии с Базовым сценарием — и в текущем десятилетии в соответствии с Верхним сценарием — но модульный характер технологии центрифуг и время строительства ядерных энергетических реакторов означает, что расширение мощностей по обогащению может В отчете отмечается, что проблемы с поставками не предвидятся.

Рынок изготовления топлива отличается от других стадий ядерного топливного цикла спецификой продукта: тепловыделяющие сборки представляют собой высокотехнологичные и технологичные продукты, предназначенные для использования в конкретной активной зоне реактора, а сам рынок носит более региональный характер, чем Глобальный.«Текущий географический сдвиг, когда спрос на ядерное топливо увеличивается в Азии и снижается на Западе, может заставить поставщиков топлива перейти от регионального подхода к более глобальному рынку», — говорится в отчете.

Оставьте комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены *