ТЭО переработки ВВЭР-1000 на Маяке


Для служебного пользования
УТВЕРЖДАЮ
Генеральный директор ФГУП «ПО «Маяк»
____________________ М.И. Похлебаев_____ . _____. 2016
Технико-экономическое обоснование вовлечения отработавшего ядерного топлива РУ ВВЭР-1000 в переработку на ФГУП «ПО «Маяк»
Озерск
2016
Введение
Настоящее технико-экономическое обоснование вовлечения отработавшего ядерного топлива РУ ВВЭР-1000 в переработку на ФГУП «ПО «Маяк» (далее - ТЭО) разработано с целью формирования стратегии обращения с ОЯТ РУ ВВЭР-1000 с учетом существующей и планируемой к созданию инфраструктуры обращения с ОЯТ, ситуацией с выгрузкой и накоплением ОЯТ РУ ВВЭР-1000 и возможностью переработки ОЯТ данного типа на ФГУП «ПО «Маяк».ТЭО разработано на основании и в развитие положений Концепции обращения с отработавшим ядерным топливом РУ ВВЭР-1000 с вовлечением в переработку на ФГУП «ПО «Маяк» с учетом:
результатов реализации Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года», утвержденной постановлением Правительства Российской Федерации от 13 июля 2007 г. № 444, содержащей блок мероприятий по созданию элементов инфраструктуры обращения с ОЯТ и РАО;
результатов реализации Ведомственной программы Госкорпорации «Росатом» «Создание инфраструктуры и обращение с ОЯТ в 2011-2020 годы и на период до 2030 года»;
результатов «Технико-экономических исследований снижения инвестиционных и эксплуатационных затрат на создание и функционирование перерабатывающего комплекса по сравнению с базовой технологией» (ВНИИТФ, рег.№ 030-33/827 от 28.05.2014);
Протоколов цен на услуги по переработке ОЯТ ВВЭР-440 на ФГУП «ПО «Маяк»;
Положений «Стратегии деятельности Государственной корпорации «Росатом» на период до 2030 года».
Образование и накопление ОЯТ ВВЭР-1000.
В настоящее время в общей сложности на десяти АЭС России эксплуатируется 33 энергоблока суммарной установленной мощностью 25,2 ГВт:
17 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР (из них 11 энергоблоков ВВЭР–1000 и 6 энергоблоков ВВЭР–440 различных модификаций);
15 энергоблоков с канальными реакторами (11 энергоблоков с реакторами типа РБМК–1000 и 4 энергоблока с реакторами типа ЭГП–6);
1 энергоблок с реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением БН–600.
Стратегия развития атомной энергетики, основанная на Концепции долгосрочного социально-экономического развития Российской Федерации на период до 2030 года, и Стратегия деятельности Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» на период до 2030 года предусматривают в качестве одной из ключевых целей удовлетворение потребностей внутреннего рынка в электроэнергии, а также достижение лидирующих позиций в поставке электроэнергии на внешних рынках. Для этого планируется реализация ряда проектов строительства АЭС, подавляющая часть которых основана на технологии ВВЭР. Дорожная карта строительства АЭС до 2030 года предполагает ввод 19 блоков АЭС в Российской Федерации и 28 блоков АЭС за рубежом основе проектов серии ВВЭР-1000/1200/ТОИ.
Ежегодная выгрузка ОЯТ на 11 российских энергоблоках ВВЭР-1000 составляет около 220 т (здесь и далее под массой ОЯТ подразумевается сумма масс изотопов тяжелых металлов – урана, плутония, содержащихся в ОЯТ), с перспективой увеличения до 600-620 т к 2030 году. С учетом ввода новых блоков с РУ типа ВВЭР-1000/1200/ТОИ в России, а также вывоза ОЯТ с блоков, построенных за рубежом (сценарий – ОЯТ вывозится с 10 блоков АЭС ВВЭР1000/1200).
В настоящее время ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 не перерабатывается. После выдержки на АЭС в течение трех и более лет ОЯТ российских станций вывозится в централизованное хранилище на ФГУП ФЯО «ГХК». ОЯТ реактора 5 блока Нововоронежской АЭС хранится на площадке станции. Также на ФГУП ФЯО «ГХК» в рамках заключенных международных контрактов вывозится ОЯТ реакторов ВВЭР1000 с АЭС Украины и Болгарии.
Государственной корпорацией «Росатом» принята к реализации концепция по обращению с ОЯТ (введена приказом от 29.12.2008 г. № 721), которая предусматривает переход к замкнутому ядерному циклу.
Основным подходом при обращении с ОЯТ в Российской Федерации является его радиохимическая переработка, с целью вовлечения регенерированных ядерных материалов в ядерный топливный цикл и кондиционирования РАО в форму, максимально пригодную к захоронению.
ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 имеет большой разброс среднего обогащения и среднего выгорания выгружаемого топлива. Однако анализ данных показывает, что остаточное содержание 235U практически всего массива ОЯТ заметно превышает уровень 1 % (дообогащение регенерата принято считать экономически целесообразным при остаточном содержании 235U 0,8-0,9%), а содержание 232U на момент выгрузки варьируется в широких пределах от 2,9·10-9 до 1,27·10-7масс. % (предельно допустимое значение для производства по фабрикации топлива установлено 2·107масс. %).Для ОЯТ РУ ВВЭР-440, БН-600 на ФГУП «ПО «Маяк» реализованы положения концепции по замыканию ЯТЦ и обязательств Госкоропорации «Росатом», в части накопленного ОЯТ, а именно, переработка ОЯТ на регулярной основе, обращение с РАО, вовлечение регенератов урана в производство ядерного топлива.
Готовность ФГУП «ПО «Маяк» к переработке ОЯТ ВВЭР-1000
В 2015 – 2016 годах на ФГУП «ПО «Маяк» реализуется проект «Подготовка производства к приему и переработке ОЯТ ВВЭР-1000».
В результате реализации проекта на ФГУП «ПО «Маяк» будет обеспечена возможность перерабатывать не менее 100 т ОЯТ РУ ВВЭР-1000 в год, включая ОЯТ с повышенным обогащением и глубиной выгорания, а также дефектное ОЯТ ВВЭР-1000, накопленное в приреакторных бассейнах выдержки на АЭС.
Работа по реализации проекта организована по трем основным направлениям:
разработка, изготовление и монтаж оборудования для транспортно-технологической схемы обращения с ОТВС реакторов ВВЭР-1000 на радиохимическом заводе,
изготовление и монтаж оборудования на узлах ОПИР-3 и АРПМ-3У в цехе 5 радиохимического завода,
внесение изменений в Условия Действия Лицензии на радиохимическую переработку отработавшего ядерного топлива.
В октябре 2016 года будет обеспечена полная техническая и организационная готовность ФГУП «ПО «Маяк» к приему и переработке ОТВС ВВЭР-1000.
В декабре 2016 года, согласно решению «О реализации вывоза опытной партии ОТВС ВВЭР-1000 на ФГУП «ПО «Маяк», утвержденному О.В. Крюковым и А.М. Локшиным, ОЯТ в количестве 12 ОТВС будет вывезено с Ростовской АЭС и переработано на заводе РТ-1.
ФГУП «ПО «Маяк» проводит комплекс работ по созданию собственного (в том числе в кооперации с АО ФЦЯРБ) парка контейнеров и транспортеров для вывоза ОЯТ ВВЭР-1000 на переработку во ФГУП «ПО «Маяк». В 2017-2018 годах ФГУП «ПО «Маяк» будет обладать (в кооперации с АО ФЦЯРБ) двумя собственными эшелонами: одним эшелоном из пяти ТУК-13 и одним эшелоном из трех ТУК-141, способными вывозить за рейс 30 тонн и 27 тонн ОЯТ соответственно.
Начиная с 2017 года, завод РТ-1 будет полностью готов к началу промышленной переработки ОЯТ ВВЭР-1000.
На ФГУП «ПО «Маяк» практически завершены работы по созданию инфраструктурных производственных объектов, обеспечивающих экологическую безопасность – комплекс цементирования жидких и гетерогенных САО, электропечь ЭП-500/5 для остекловывания ВАО с расширением хранилища для остеклованных отходов, установка очитки НАО, приповерхностное хранилище ТРО. Осуществлена консервация водоема В-9 (о.Карачай).
В 2016 году будут прекращены сбросы жидких технологических САО в специальные промышленные водоемы. Реализован большой комплекс мероприятий по сокращению объема образования ЖРО.
В процессе модернизации завода РТ-1 происходило совершенствование технологического процесса и основного оборудования,
В соответствии со Стратегией развития ФГУП «ПО «Маяк» в полном объеме реализуется работа по модернизации основного технологического оборудования, направленная на повышение безопасности производства, увеличение производительности и улучшение технико-экономических показателей, повышениеулучшение качества товарной продукции, сокращение объемов РАО и потерь полезных компонентов в извлекаемых товарных продуктах. В результате этогов проект завода РТ-1 были внесены существенные изменения, после реализации которых пропускная способность производительность завода РТ-1 по переработке ОЯТ РУ типа ВВЭР-440 была доведена до 400 т ОЯТ/год (по головным операциям).
Также обеспечена безопасная эксплуатация радиохимического производства на ФГУП «ПО «Маяк» на период как минимум до 2044 года (в соответствии с Утвержденным решением о продлении срока эксплуатации ОИАЭ – радиохимического завода ФГУП «ПО Маяк»).
Обращение с ОЯТ ВВЭР-1000 на ФГУП ФЯО «ГХК»
Централизованное и контейнерное хранение на ГХК не позволяет в полной мере обеспечить безопасность обращения с дефектными ОТВС, хранение которых вынужденно осуществляется в приреакторных бассейнах.
Принцип долговременного хранения ОЯТ является отложенным решением и не соответствует принятой концепции замыкания ЯТЦ.
При длительном хранении ОЯТ не используется энергетический потенциал урана-235 и плутония, которые должны быть вовлечены в ЯТЦ.
Особенностью перехода при эксплуатации РУ ВВЭР1000 на 18-месячные топливные циклы с применением новых видов ТВС с повышенным обогащением по U-235 является образование ОЯТ как с невысоким (до 50 ГВт∙сут./т U), так и с повышенным выгоранием (55% от объема наработки ОЯТ). Это приводит к появлению ОЯТ ВВЭР-1000, не удовлетворяющего условиям ОСТ 95 745-2005. Из-за увеличения глубины выгорания увеличивается требуемое время выдержки выгруженных ОТВС, что снижает запас свободных ячеек в приреакторных бассейнах выдержки, в связи с тем, что темп вывоза ОЯТ с АЭС не соответствует темпу выгрузки ОТВС из реакторов. Таким образом, происходит накопление ОТВС новых исполнений в БВ АЭС, вывоз которых не может быть осуществлен по причине несоответствия их требованиям ОСТ 95 745-2005 «Отработавшие тепловыделяющие сборки ядерных энергетических реакторов типа ВВЭР. Общие требования к поставке на заводы регенерации» и невозможности приема данных ОТВС в ХОТ-1 на ФГУП ФЯО «ГХК».
Другая причина накопления ОЯТ в приреакторных БВ – это наличие дефектных ОТВС, которые не подлежат вывозу на хранение на ФГУП ФЯО «ГХК». Например, ОТВС с выявленными в процессе эксплуатации дефектами ободов дистанционирующих решеток, а также с посторонними предметами (части ободов ДР), хранящихся в БВ на блоке № 1 Калининской АЭС. В настоящий момент в пристанционных бассейнах выдержки накоплено около 80 дефектных ОТВС реакторов ВВЭР-1000.
Крупномасштабная переработка ОЯТ реакторов ВВЭР1000 в соответствии с отраслевой Концепцией должна осуществляться на новом перерабатывающем комплексе на ФГУП ФЯО «ГХК», создание которого предполагается к 2025 году за счет внебюджетных источников.
Стоимость переработки ОЯТ на ОДЦ, включая необходимые отчисления НО РАО на захоронение отвержденных РАО (САО и ВАО), оценена в ТЭИ ВНИИТФ (рег.№. 030-33/827 от 28.05.2014) и составляет 19,26 тыс.руб. за кг ОЯТ ВВЭР-1000.
До сегодняшнего дня на ФГУП ФЯО «ГХК» не завершено сооружение пускового комплекса исследовательских камер, запланированного на 2015 год и, соответственно, не осуществлена проверка технологических решений по переработке ОЯТ.
Строительство нового крупномасштабного радиохимического завода по переработке ОЯТ РУ ВВЭР-1000 производительностью 1 000 т в год оценены АО «Атомпроект» в 77 млрд.руб. (в ценах 2014 г.). Затраты определены с учетом строительства основного технологического здания по переработке ОЯТ, хранилищ цементированных САО и остеклованных ВАО.
Вовлечение продуктов переработки ОЯТ РУ ВВЭР-1000 в топливный цикл.
Вовлечение в ЯТЦ регенерированного урана.
В настоящее время в процесс изготовления ядерного топлива для реакторов РБМК-1000 вовлекается регенерированный уран марки «РТ» в виде ГФУ с содержанием изотопа 232U до 2·10-7 % массы. Сырьем для получения данного ГФУ является плав гексагидрата нитрата уранила обогащением 1% по 235U, получаемый на ФГУП «ПО «Маяк» в результате переработки ОЯТ реакторов ВВЭР440 и поставляемый в АО «ТВЭЛ» в количестве 150 тонн в год. В процессе фабрикации топлива, ГФУ марки «РТ» смешиваются с ГФУ марки «РС» с целью снижения содержания изотопа 232U.
Существует реальная возможность увеличения количества используемого регенерированного урана при изготовлении топлива для РБМК-1000. На период до начала вывода из эксплуатации первых блоков РБМК-1000 объем поставки плава обогащением 1% может быть увеличен на 100 тонн и более ежегодно. Однако, учитывая характеристики ОЯТ РУ ВВЭР-1000, при этом необходимо обосновать возможность и практически решить вопрос об использования регенерированного урана с содержанием изотопа 232U до 5·107 % массы при изготовлении ядерного топлива на фабрикационном заводе АО «МСЗ», а также выполнение требований радиационной безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива с содержанием изотопа 232U до 5·10-7 % массы на АЭС с реакторами РБМК1000.
В перспективе возможно использование регенерированного урана при изготовлении ядерного топлива в реакторах типа ВВЭР-1000 для российских и зарубежных АЭС.
Использование в ЯТЦ плутония (РЕМИКС-топливо).
Развитие ядерной энергетики с замкнутым топливным циклом с целью повышения эффективности использования природного урана является стратегической линией Госкорпорации «Росатом». Приоритетной ведомственной задачей является создание оптимальной связанной структуры ядерных генерирующих мощностей и замкнутого ядерного топливного цикла на основе разработки и внедрения новых реакторных технологий, технологий переработки ОЯТ, производства смешанного уран-плутониевого топлива и его использования в энергетических реакторах на быстрых и тепловых нейтронах.
Одним из вариантов замыкания ЯТЦ является концепция использования РЕМИКС-топлива, которая предполагает переработку ОЯТ РУ ВВЭР без разделения U и Pu и применение совместно выделенных диоксидов в качестве одной из составляющих топливной композиции. Суммарное содержание U и Pu в смеси, а также нечетных изотопов U и Pu в ней зависит от начального обогащения, глубины выгорания, номера рецикла и времени выдержки ОЯТ. Рециклирование регенерированного урана и плутония в составе РЕМИКС-топлива в тепловых реакторах должно обеспечить более эффективное использование ядерного топлива (экономия природного урана составит около 20-25% за один цикл), ненакопление ОЯТ (т.е. отсутствие необходимости создания новых хранилищ ОЯТ), снижение объемов РАО, предназначенных для захоронения в пять раз (по сравнению с открытым топливным циклом), уменьшение риска распространения ядерных материалов.В Российской Федерации опыт рециклирования плутония в тепловых реакторах отсутствует. Поэтому в соответствии с Приказом 1/1098-п от 14.11.2014, в Госкорпорации «Росатом» начат проект по расчетно-экспериментальному обоснованию РЕМИКС-топлива, предусматривающий фабрикацию опытных сборок и их облучение в реакторе ВВЭР-1000 (начало облучения – 2016 г.).
Экономическое обоснование переработки ОЯТ ВВЭР-1000 на ФГУП «ПО «Маяк»
Одним из наиболее важных аспектов организации переработки ОЯТ РУ ВВЭР-1000 на ФГУП «ПО «Маяк» является стоимость переработки. Для экономической привлекательности услуг завода РТ-1 по переработке ОЯТ стоимость услуг должна быть не выше стоимости долговременного (примерно 25 лет) хранения ОЯТ в ХОТ ФГУП ФЯО «ГХК» и последующей переработки на ОДЦ.Ниже приведена таблица сравнения стоимости хранения и переработки ОЯТ ВВЭР-1000 на ФГУП ФЯО «ГХК» и переработки на ФГУП «ПО «Маяк» в ценах 2014 года за тонну ОЯТ (при времени хранения на ФГУП ФЯО «ГХК» до начала переработки - 25 лет).
ФГУП ФЯО «ГХК» ФГУП «ПО «Маяк»
Хранение 25 лет ? 395 р х 25 лет = 9 875 р -
Переработка 19260 р? 23154 рИтого: 29135 р ? 23154 рНе смотря, на объективную привлекательность стоимости услуг по переработке на ФГУП «ПО «Маяк» в сравнении с услугой по длительному хранению и переработке ФГУП ФЯО «ГХК» в перспективе существует возможность снижения стоимости услуг ФГУП «ПО «Маяк».
С учетом высокой доли условно-постоянных затрат (по данным за 2014 год эта доля составила 87%) снижение себестоимости переработки ОЯТ возможно при повышении общего объема перерабатываемого топлива. При этом в части загрузки завода РТ-1 в ближайшее время будут действовать две противоположные тенденции. С одной стороны, это сокращение объема поставляемого на переработку ОЯТ РУ ВВЭР-440, БН-600 российских АЭС, а также ОЯТ РУ ВВЭР-440 зарубежных производителей. С другой стороны - увеличение поставок на переработку других видов ОЯТ с финансированием из средств федерального бюджета. В связи с этим, часть условно-постоянных затрат завода будет компенсироваться за счет переработки ОЯТ, финансируемой из федерального бюджета. Часть условно-постоянных затрат может быть компенсирована за счет начала переработки ОЯТ ВВЭР-1000 на регулярной основе, и соответственно, стоимость переработки ОЯТ РУ ВВЭР-1000 собственности АО «Концерн Росэнергоатом» может быть снижена относительно нынешнего уровня цен. Удельная себестоимость переработки эквивалента ОЯТ ВВЭР-440 может составить 15,7 тыс.руб./кг.
В настоящий момент реализуются мероприятия по снижение затратной части завода РТ-1 и доли общехозяйственных расходов, относимых на продукцию завода РТ-1, за счет перераспределения на другие виды деятельности предприятия, для приведения в соответствия доходной и расходной части бюджета завода РТ-1 ФГУП «ПО «Маяк».
Сравнительный анализ вариантов обращения с ОЯТ
В настоящее время в России создается уникальная, не имеющая аналогов в мире, система обращения с ОЯТ включающая в себя «интегрированный процесс» рецикла ценных компонентов, реализация которого позволит обеспечить полноценное замыкание ЯТЦ.
Вариант 1. Долговременное хранение ОЯТ
Стоимость хранения ОЯТ в течение 50 лет и операционные (удельные) затраты на последующее захоронение ОЯТ взяты на основе имеющейся информации зарубежных источников и составляют 850 долларов США за кг U. По международной оценке стоимость размещения на долговременное хранение (захоронение) составляет 600-2000 долларов США за кг U.
Затраты на хранение и захоронение ОЯТ, за кг:
SKB – 850 $;
США – 1500 $;
«ГХК» + «НО РАО» – 57 тыс. руб.
Вариант 2. Рециклирование ОЯТ и захоронение РАО
Стоимость переработки на ФГУП «ПО «Маяк» в сопоставимых условиях составит 300 долларов США за кг U (10 570 руб. за кг U - себестоимость), при загруженности производства до 400 т в год. С учетом стоимости хранения ВАО, рассчитанной исходя из эксплуатационных затрат хранилища стекла и его вместимости, а также с учетом стоимости окончательного захоронения ВАО (по данным международной оценки до 200 долларов США за кг U), суммарная стоимость переработки ОЯТ не превышает 525 долларов США за кг U.
Переработка ОЯТ на ОДЦ:
19 200 руб. за кг U без вовлечения продуктов переработки в ЯТЦ;
11 000 руб. за кг U с вовлечением продуктов переработки в ЯТЦ.
Заключение
Концепция долговременного хранения (в течение 25-50 лет) ОЯТ является отложенным решением и в перспективе экономически и экологически менее целесообразным, чем вариант «рецикла» - переработки ОЯТ.
ФГУП «ПО «Маяк» уже сегодня готово приступить к переработке ОЯТ ВВЭР-1000.
Вовлечение ОЯТ ВВЭР-1000 в переработку на ФГУП «ПО «Маяк» позволит отказаться от создания новых хранилищ ОЯТ и является экономически целесообразной альтернативой создания завода РТ-2.
Совместная работа завода РТ-1 и ОДЦ по переработке ОЯТ ВВЭР-1000 позволит снизить темпы накопления ОЯТ, уменьшив тем самым финансовые обязательства Госкорпорации «Росатом».
Стоимость переработки на ФГУП «ПО «Маяк» рассчитана исходя из реального опыта переработки и не обременена зависимостью от переработки накопленных объемов.
Модернизация производства РТ-1 позволяет осуществлять переработку ОЯТ без сбросов жидких технологических РАО в окружающую среду, что отвечает всем принятым требованиям экологической и технологической безопасности, предъявляемым к современному радиохимическому производству и соответствует предполагаемым возможностям ОДЦ.
Компетенции ФГУП «ПО «Маяк» в части переработки ОЯТ обеспечивают возможность выпуска регенерата урана от переработки ОЯТ ВВЭР-1000 требуемого качества, что в купе с возможностью выпуска смешанного уран-плутониевого топлива в полной мере позволяет реализовать концепцию ЗЯТЦ, принятую Госкорпорацией «Росатом».

Приложенные файлы

  • docx 5765293
    Размер файла: 59 kB Загрузок: 0

Добавить комментарий