Игнатченко

www.ukrenergoatom.com

Mr. Aleksandr IgnatchenkoDeputy Chief Engineer for Nuclear and Radiation Safety,

Separated Subdivision Zaporizhzhya Nuclear Power Plant, Ukraine

Александр Иванович ИгнатченкоЗаместитель главного инженера по ядерной ирадиационной безопасности ОП «Запорожская

АЭС»НАЭК «Энергоатом», Украина

КРУГЛЫЙ СТОЛ:ЯДЕРНО-ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ

ROUND TABLE:NUCLEAR FUEL CYCLE

Отработавшее ядерное топливо Отработавшее ядерное топливо ОП ЗАЭС текущее состояниеОП ЗАЭС текущее состояние,,

перспективы дальнейшего перспективы дальнейшего обращение с ним.обращение с ним.

ОП Запорожская АЭСОП Запорожская АЭСЗаместитель главного инженера по Заместитель главного инженера по

ядерной и радиационной ядерной и радиационной безопасностибезопасности

Игнатченко А.И.Игнатченко А.И.

«Атомно-энергетический комплекс Украины: международное сотрудничество и кооперация, инвестиции, ядерный топливный цикл».

Киев, НАЭК «Энергоатом» 23,24 июня 2010 года

Содержание

• Технология обращения с ОЯТ в ОП ЗАЭС.

• Накопленные по состоянию на 2010 объемы и прогноз накопления ОЯТ.

• Характеристики ОЯТ.

• Программа снятия СХОЯТ с эксплуатации.

• Возможные сценарии обхождения с ОЯТ после окончания срока эксплуатации СХОЯТ.

Технология обращения с ОЯТ в ОП ЗАЭС.Общая характеристика площадки.

•Тип энергоблока: ВВЭР-1000, генерируемая мощность -3000МВт тепловых,

1000 МВт электрических.

•Ежегодная потребность в свежем ядерном топливе 252-258 ТВС.

•Среднее обогащение загружаемых ТВС- 4.33% , масса UO2 - 491.44.5 кг .

• Срок эксплуатации ТВС в активной зоне 3-4 года.

•Средняя глубина выгорания выгружаемых из реактора ТВС-43-53 МВт*сут/кгU

Годы ввода в эксплуатацию:Энергоблок№1-1984 годЭнергоблок№2-1985 годЭнергоблок№3-1986 годЭнергоблок№4-1987 годЭнергоблок№5-1989 годЭнергоблок№6-1995 год

Технология обращения с ОЯТ в ОП ЗАЭС.Бассейны выдержки энергоблоков

• Предназначены для предварительной выдержки ОТВС выгружаемых из реактора. Выдержка производится в течении 5-10 лет.

• Внедрение нового типа топлива (ТВСА) и увеличение глубин выгорания с 43-46 до 52-53 МВт*сут/кгU привело к необходимости увеличения срока выдержки ОТВС в БВ до 10 лет.

• В настоящее время требуется модификация отсеков БВ энергоблоков 1,2,4,5 предусматривающая увеличение количества ячеек для хранения ОТВС до 541 ячейки.

Количество мест под ОТВСЭнергоблок №1-446 штЭнергоблок №2-445 шт.Энергоблок №3-596 шт.Энергоблок №4-448 шт.Энергоблок №5-449 шт.Энергоблок №6-607 шт.

Технология обращения с ОЯТ в ОП ЗАЭС.Сухое хранилище.

Эксплуатация начата 21 августа 2001 года. Технология сухого хранения предусматривает хранение 24-х ОТВС в вентилируемых контейнерах (ВКХ) в течении 50-ти лет. Сейчас эксплуатируется первая очередь хранилища (емкость 100 ВКХ), на площадку установлено 86 ВКХ, завершены строительные работы на объектах второй очереди.(280 ВКХ). Проектная емкость СХОЯТ-380 ВКХ.

Объемы ОЯТ ОП ЗАЭС. (по состоянию на июнь 2010)

Отправлено на хранение в Россию - 2102 ОТВС.

Хранится в бассейнах выдержки энергоблоков - 1764 ОТВС.

Хранится на СХОЯТ ОП ЗАЭС - 2058 ОТВС.

Предполагается отправить c блоков на хранение в случае:

проектный срок эксплуатации энергоблоков - 2 742 ОТВС

продление срока эксплуатации на 10-ть лет - 5 262 ОТВС

продление срока эксплуатации на 15-ть лет - 6 522 ОТВС

Прогноз накопления ОЯТ в ОП ЗАЭС Суммарное накопление БВ+СХОЯТ.

Вариант 1: без продления срока эксплуатации энергоблоков

Вариант 2: продление срока эксплуатации на10-ть лет

Вариант 3: продление срока эксплуатации на10-ть лет

Прогноз накопления отработавшего ядерного топлива в ОП ЗАЭС.

1500

2000

2500

3000

3500

4000

4500

2010 2015 2020 2025 2030 2035 2040 2045 2050 2055Год.

Ма

сс

а Т

М,т

.

продление на 15-ть летмаксимальная емкость СХОЯТпродление на 10-ть летбез продления эксплуатации

Распределение ОЯТ ОП ЗАЭС по категориям.

Распределение ОЯТ по категориям при продлении срока по состоянию на 2010 год.

4.375%

3.96%

3.411%

3.05%

2.01%

1.62%

Распределение ОЯТ по категориям при продлении срока эксплуатации энергоблоков на 10-ть лет.

1.61%

2.00%

3.02% 3.4

5%

3.910%

4.382%

2010 год 2035 год

По Окончании ППР-2010 Продление на 10-ть лет.

Характеристики ОЯТ ОП ЗАЭС.

Масса ТМ в ОТВС и средее выгорание групп ОТВС соответсвующего обогащения.2010

0

200

400

600

800

1000

1200

1.6 2.0 3.0 3.4 3.9 4.3

Обогащение,%.

Мас

а Т

М,т

.

0

5

10

15

20

25

30

35

40

45

50

Вы

гор

ани

е М

Вт*

сут/

кгг.

Масса ТМ,т

Выгорание,МВт*сут/кгU

Масса ТМ в ОТВС и средее выгорание групп ОТВС соответсвующего обогащения.Продление эксплуатации энергоблоков на 10-ть лет.

0

500

1000

1500

2000

2500

3000

3500

1.6 2.0 3.0 3.4 3.9 4.3

Обогащение,%.

Ма

са

ТМ

,т.

0

10

20

30

40

50

60

Вы

гор

ан

ие

МВ

т*с

ут/

кгг.

Масса ТМ,т

Выгорание,МВт*сут/кгU

Характеристики ОЯТ .Зависимость остаточного энерговыделения от времени выдержки для ОТВС c первоначальным обогащением

4,3%(80% от всех ОТВС).

1,0

0E

+0

21

,00

E+

03

1,0

0E

+0

4

0 10 20 30 40 50 60

Годы выдержки.

Эн

ер

гов

ыд

ел

ен

ие

, ВТ

/ТВ

С.

45 МВтСут/кгU



Согласно [1]

Характеристики ОЯТ .

Зависимость остаточной активности ОТВС 4.4% от времени выдержки, для характеных глубин выгорания.

1.00

E+

151.

00E

+16

0 10 20 30 40 50 60

Годы выдержки,г.

Акт

ив

но

сть

,Бк.

45 МВт*сут/кгU

50 МВт*сут/кU

55 МВт*сут/кгU


Масса урана и плутония в ТВС в зависимрости от глубины выгорания ТВС 4.4%.

0

5

10

15

20

25

0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55

Выгорание , МВт*сут/кг

Мас

са U

235,

Pu

, кг

.

450

455

460

465

470

475

Мас

са U

238

U235

Сумма Рu

U238

Характеристики ОЯТ .


Выработка государственной стратегии на заключительной стадии ядерного

топливного цикла . Документ «Стратегічні напрями

поводження з відпрацьованим ядерним паливом атомних електричних станцій України в рамках Енергетичної стратегії України на період до 2030 року» предусматривает определение технологии по обращению с ОЯТ ЗАЭС после окончания срока эксплуатации Запорожского СХОЯТ выполнить до 2015 года.[12]

Программа работ с ОЯТ после окончания его срока хранения в СХОЯТ .

• Программа предусматривает мероприятия двух направлений:

• ‑ Мероприятия по определению предельных сроков сухого хранения ОЯТ в контейнерах ВКХ ВВЭР‑1000 СХОЯТ ЗАЭС;

• ‑ Мероприятия по обеспечению перезагрузки ОЯТ из МГК контейнеров ВКХ ВВЭР‑1000 в транспортные контейнеры для вывоза из хранилища после достижения предельных сроков хранения ОЯТ в контейнерах СХОЯТ.

Международный опыт.

Обобщение данных представленых в источниках по анализу обращения с ОЯТ [3-13]приводит к трем основным сценариям:

• Сценарий 1:Отработавшее топливо после временного хранения полностью перерабатывается.

• Сценарий 2:Отработавшее топливо полностью захоранивается.

• Сценарий 3: Отработавшее топливо первоначально хранят а потом делают выбор -перерабатывать или удалять.


Международный опыт

• Технология DUPIC имеет ряд преимуществ перед остальными технологиями переработки ОЯТ:

• Обеспечение соблюдения гарантий МАГАТЭ. Не требует разделения урана и плутония.

• Может быть достигнут высокий уровень чистого уничтожения актиноидов и плутония.

• Дополнительно 25% энергии может быть выработано по сравнению со случаем утилизации топлива без повторного использования.

• Цикл DUPIC топлива может снизить потребность страны в области утилизации использованных топлива ВВЭР на 70% при одновременном снижении потребности свежего урана на 30%.[13]

DUPIC

Заключение.

• Задачи в области обращения с ОЯТ:

• Первоочередные:

Модернизация бассейнов выдержки энергоблоков.

Введение в эксплуатацию объектов второй очереди СХОЯТ.

Стратегические :

Интегрирование вопроса обращения с ОЯТ в планы развития энергогенерирующих мощностей Украины.

Спасибо за внимание!

Источники:1.РАДИАЦИОННЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ И ОСТАТОЧНОЕ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЕ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ВВЭР-1000. СТП 0.41.072-2008.2. Методические указания по выполнению обоснования ядерной безопасности топливной загрузки ВКХ СХОЯТ с учетом глубины выгорания отработавшего ядерного топлива.00.ОБ.YY.МУ.09А3. ECONOMIC ASSESSMENT OF USED NUCLEAR FUEL MANAGEMENT IN THE UNITED STATES . THE BOSTON CONSULTING GROUP 4. Перспектива обращения с ОЯТ и РАО вопросы регулирования С.В. Казаков, А.В. Канищев, А.Н. Микрюков, ФГУП «ФЦЯРБ», 5.ПІДХОДИ ПРИ ВИКОНАННІ ОЦІНКИ ІННОВАЦІЙНОЇ ЯДЕРНО-ЕНЕРГЕТИЧНОЇ СИСТЕМИ УКРАЇНИ З ВИКОРИСТАННЯМ МЕТОДОЛОГІЇ INPRO А.А. Афанасьєв, М.І. Власенко 6.ОЦЕНКА УСТОЙЧИВОСТИ ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ СИСТЕМЫ УКРАИНЫ, РЕАЛИЗУЕМОЙ ДО 2030 ГОДА, МЕТОДОЛОГИЕЙ INPRO международная кооперация в области ядерно-топливного цикла Н. ВЛАСЕНКО, О. ГОДУН7.ПРОМЕЖУТОЧНЫЙ ОТЧЕТ КОМИССИИ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ О ПОЛИТИКЕ В ОБЛАСТИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА.YAMANA H.Атомная техника за рубежом 2005№10.

Источники:

8. Use of Reprocessed Uranium: Challenges and Options. Reports No. NF-T-4.4 IAEA Nuclear Energy Series . 9.THE KEY-ROLE OF SHIELDING ANALYSIS IN ADVANCED CANDU FUEL BUNDLES NUCLEAR SAFETY IMPROVEMENT FOR SOME ACCIDENTAL CRITICALITY SCENARIOS Cristina Alice Margeanu, Andrei Rizoiu, Gheorghe Olteanu 10. CANDU Advanced Fuels and Fuel CyclesP.G. Boczar, G. Dyck, H. Chow*, J.D. Sullivan,D.S. Cox, W.W.R. Inch, P.J. Fehrenbach Atomic Energy of Canada Limited Chalk River Laboratories Chalk River, Ontario11.Технико-экономическое обоснование закона Российской Федерации "О внесении изменений в статью 50 Закона РСФСР "Об охране окружающей природной среды»12.«Стратегічні напрями поводження з відпрацьованим ядерним паливом атомних електричних станцій України в рамках Енергетичної стратегії України на період до 2030 року»13. THE STATUS AND PROSPECT OF DUPIC FUEL TECHNOLOGY. MYUNG SEUNG YANG, HANGBOK CHOI*, CHANG JOON JEONG, KEE CHAN SONG, JUNG WON LEE,GEUN IL PARK, HO DONG KIM, WON IL KO, JANG JIN PARK, KI HO KIM, HO HEE LEE and JOO HWAN PARKKorea Atomic Energy Research Institute 2005.14.Безопасность ядерного топливного цикла.OECD1993.

Игнатченко

Technology

Transcript of Игнатченко