1 НОВАЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ ПЛАТФОРМА РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ РОССИИ. - презентация

1 1 НОВАЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ ПЛАТФОРМА РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ РОССИИ

2 2 Органические недостатки существующей атомной энергетики: - большое количество ОЯТ и РАО топливного цикла, что является предметом беспокойства общества; - дороговизна работ по обогащению урана; - риски в обеспечении сохранности критических ядерных материалов; - весьма малая доля топливоиспользования; - технологическая, экономическая и организационно-хозяйственная разомкнутость звеньев топливного цикла; - рост мировых цен на природный уран.

3 3 Наиболее слабым местом в сегодняшней атомной энергетике является наличие «отложенных решений» в обращении с радиоактивными отходами (РАО) и отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), что является вызовом способностям инженеров совершенствовать технологии ядерного топливного цикла.

4 4 Развитие атомной энергетики в 21 веке по экологическим, этическим и экономическим требованиям будет невозможным без разработки и внедрения инновационных технологий, обеспечивающих: -более высокий уровень ядерной и радиационной безопасности; - нераспространение делящихся материалов; - максимальное вовлечение урана-238 в энергопроизводство; -максимально эффективное преобразование высвобожденной в реакторе энергии; -минимум необременительных РАО топливного цикла, контроль за которыми не потребуется за пределами 3-х человеческих поколений; -минимум затрат на обеспечение приемлемой безопасности; -уничтожение ядерных технологий и их последствий в течение 3-х человеческих поколений.

5 5 Работа только над совершенствованием реакторов не решает комплекса неразрывных задач, стоящих перед атомной энергетикой будущего. Поэтому разрабатывать следует «мегамашину» замкнутого топливного цикла с максимальным сосредоточением замыкающих технологий в едином комплексе. Ядерный реактор в этой машине будет является лишь важным составным элементом. Такая концепция наиболее полно отражает существо новой технологической платформы развития атомной энергетики (НТП).

6 6 Целями и задачами НТП являются: -обеспечение на необозримый период энергетической, экономической и экологической безопасности Российской Федерации за счет развития атомной энергетики с использованием реакторов на быстрых нейтронах (РБН) в замкнутом топливном цикле (ЗТЦ); -уменьшение рисков в планировании энергобезопасности за счет снижения зависимости от топливных ресурсов; -сокращение удельных расходов будущих периодов на воспроизводство и развитие за счет устранения недостатков существующей атомной энергетики; -создание базы для перехода атомной энергетики на режим сомообеспечения ядерным топливом при минимальном потреблении природного урана и минимальных объемах РАО; -создание головного образца РБН, конкурентоспособного по отношению к ВВЭР равной мощности, для сооружения серии РБН, работающих в замкнутом топливном цикле; -обеспечение приемлемых для общества и экономики экологических характеристик ядерного топливного цикла; -обеспечение технологической поддержки режима нераспространения делящихся материалов.

7 7 Граничные условия создания НТП: 1. Установленная мощность АЭС России на границах 2020 и 2030 годов должна быть не менее 46 и 63 Млн к Вт соответственно. 2. Должно быть обеспечено непревышение годовой потребности в природном уране для всех целей России более 20 тыс.т в год. 3. Должно быть обеспечено снижение объемов накопленного ОЯТ до технологического минимума ЗТЦ, исключающего необходимость расширения централизованных хранилищ. 4. Должна быть обеспечена энергетически эффективная утилизация накопленного плутония различного происхождения.

8 8 5. Капитальные затраты на установленный к Вт не должны превышать планируемые на соответствующий период для энергетики на тепловых нейтронах. 6. Технологии ЗТЦ должны исключать возможность распространения ядерных материалов, пригодных для изготовления оружия. Технологии ЗТЦ должны исключать разделение урана и плутония и их обогащение. 7. Топливная составляющая в цене электроэнергии, производимый на НТП, не должна превышать среднюю топливную составляющую ядерной энергетической системы (ЯЭС). 8. Ядерная и радиационная безопасность составляющих НТП должна быть не ниже рекомендованной МАГАТЭ для установок IV поколения. 9. Технологическая база новой платформы атомной энергетики, исходя из российских условий должна быть создана не позднее 2020 г.

9 9 Преодолеть недостатки существующей атомной энергетики реально возможно с применением реакторов на быстрых нейтронах в составе замкнутого топливного цикла Технологии РБН и ЗТЦ обладают всеми инновационными признаками

10 10 Топливообеспечение атомной энергетики на тепловых нейтронах ОЯТ ВВЭР (1 ГВт) Изготовление топлива Обогащение урана Природный уран Склад отвального урана Хранилище ОЯТ 21 т 160 т 139 т ~20 т

11 11 Замкнутый топливный цикл с реактором на быстрых нейтронах ОЯТ РБН (1 ГВт) Регенерация Остеклованные РАО Склад отвального урана U+Pu+A 12,5 т (Pu+8U+A) (Pu+8U+A) 14.2 т 13,3 т 0,8 т 1,7 т Изготовление топлива

12 12 Цель создания реакторов на быстрых нейтронах увеличение эффективности топливоиспользования в замкнутом топливном цикле атомной энергетики; снижение удельных объемов радиоактивных отходов атомной энергетики и их остаточного тепловыделения; увеличение безопасности атомной энергетики на быстрых нейтронах за счет пассивных принципов ее обеспечения.

13 13

14 14 Оценка состояния отечественной технологии реакторов БН Накопленный опыт реализованных проектов (БН-350, БН-600) и опыт создания БН-800 позволяют разработать проект головного коммерческого энергоблока к 2012 г. К настоящему времени: -разработан концептуальный проект энергоблока мощностью 1800 МВт(э) (2006 г.) -выполнены проработки РУ для энергоблока мощностью 900 МВт(э), 1200 МВт(э) (2007 г.), частично выполнены компановочные проработки энергоблока БН подготовлены проекты ТЗ на РУ и энергоблок для головного коммерческого реактора БН

15 Требования к коммерческому, серийному реактору на быстрых нейтронах. Безопасность должна соответствовать требованиям к ядерно-энергетическим системам IV поколения; Капитальные затраты на сооружение энергоблока не должны превышать таковые для энергоблока на тепловых нейтронах близкой мощности; Время сооружения энергоблока не должно превышать 4 года; Стоимость производства электроэнергии должна быть ниже доминирующих в районе расположения АЭС с РБН энергоисточников. 4

16 Безопасность коммерческого реактора Новые технические решения Сохранение хорошо зарекомендовавших технических решений РБН предыдущих поколений Увеличение противопожарной безопасности натриевой технологии за счет новых технических и компоновочных решений Оснащение установки средствами локализации аварийных выбросов из корпуса реактора при запроектных авариях Исключение внешних натриевых коммуникаций 1 контура (встроенные системы очистки и контроля активности теплоносителя) Встроенная в корпус реактора система аварийного отвода тепла с естественной циркуляцией теплоносителя (САОТ) Пассивная аварийная защита на основе температурного принципа срабатывания 6

17 Характеристики безопасности энергоблоков с реакторами БН Характеристики безопасности Тип реакторной установки БН-600БН-800БН-К Размеры: - санитарно-защитной зоны; -зоны планирования защитных мероприятий при ЗА 3 км 25 км 3 км 25 км Ограждение промплощадки 3 км Проектные пределы доз облучения населения при авариях, 1/ год: -при ПА (на границе ССЗ и за ее пределами); - при ЗА ( на границе ЗПЗМ) 5 м Зв ( авария с течью внешних трубопроводов 1 контура) 50 м Зв (авария типа ULOF) 5 м Зв ( авария с течью внешних трубопроводов 1 контура) 50 м Зв (авария типа ULOF) 1 м Зв (авария с течью газовой системы 1 контура) 5 м Зв (авария типа ULOF)

18 18 Направления снижения капитальных затрат и сроков сооружения энергоблока Снижение удельной стоимости оборудования, арматуры, трубопроводов и материалов за счет новых проектно- конструкторских решений и увеличения единичной мощности энергоблока: -применение парогенератора корпусного типа; -применение сильфонных компенсаторов для трубопроводов; -существенное упрощение системы перегрузки топлива; -исключение промежуточного хранилища топлива в натрии; -упрощение тепловой схемы энергоблока; -применение при создании и модернизации оборудования новых конструкционных материалов.

19 19 продолжение Совершенствование компановочных решений: -сокращение удельных объемов и площадей помещений; -сокращение удельных расходов металла, бетона и других строительных материалов; -обеспечение облегченных условий строительно-монтажных работ. Сокращение сроков сооружения энергоблока: -применение новых строительно-монтажных технологий и техники; -широкое использование предварительной внеплощадочной укрупнительной сборки; -наличие базового проекта энергоблока и неизменность его решений; -совершенствование строительной нормативной базы; -эффективный мониторинг выполнения контрактов по направлениям сооружения энергоблока.

20 20 Зависимость удельной стоимости оборудования от мощности энергоблока БН-800 БН-800 при новых конструктивных решениях

21 21 Обеспечение конкурентоспособной стоимости производства электроэнергии Обеспечение качества поставляемого оборудования и строительно-монтажных работ; Высокий уровень автоматизации процессов с использованием АСУ ТП нового поколения; Всемерное внедрение оперативной диагностики и самодиагностики оборудования и систем; Проектное обеспечение снижения удельных расходов на собственные нужды; Проектное обеспечение КИУМ не менее 90%; Достижение затрат на топливную составляющую, близкую к легководным реакторам.

22 22 Возможные инновационные решения при проектировании и строительстве коммерческого энергоблока Расширение диапазона применения высоковольтных электродвигателей; Широкое внедрение частотно-регулируемого электропривода; Оснащение важного оборудования и трубопроводов устройствами непрерывной самодиагностики; Широкое внедрение для передачи технологической информации оптоволоконных кабелей; Применение современной методологии построения систем защиты, основанных на базе высокоскоростных цифровых сетей; Применение бетона с высокими удельными показателями радиационно-защитных свойств; Применение в теплообменном оборудовании новых конструкционных материалов с повышенной теплопроводностью.

23 23 Россия обладает уникальным опытом разработки и эксплуатации реакторов с тяжёлым свинцово - висмутовым теплоносителем (СВТ) для атомных подводных лодок (АПЛ) (12 реакторов, 80 реакторо-лет)

24 24 Атомные подводные лодки проектов 705 и 705К (класс Альфа)

25 25 Реактор на быстрых нейтронах с теплоносителем «свинец-висмут» (СВБР) Цель программы: исследование, разработка, создание и демонстрация ядерного энергоблока мощностью до 100 МВт электрических для применения его в коммерческих целях до 2025 года. Требования к энергоблоку: -пренебрежимый риск в области ядерной и радиационной безопасности; -высокая степень защиты от распространения критических ядерных материалов; -исключение операций с топливом на месте размещения; -длительность топливной компании не менее 30 лет; -минимизированные капитальные затраты на сооружение; -конкурентноспособность с альтернативными энергоисточниками в месте размещения энергоблока; -упрощенное лицензирование.

26 26

27 27 Продолжение ВОЗМОЖНОСТЬ МНОГОЦЕЛЕВОГО ПРИМЕНЕНИЯ РЕАКТОРНЫХ МОДУЛЕЙ: Продление на 30…40 лет срока службы «старых» блоков АС, реакторы которых выработали свой ресурс, путем проведения реновации блоков: экономия капитальных затрат около 400 млн. долл. на 1000 МВт-э (в сравнении с затратами на строительство новых замещающих мощностей) Строительство атомных теплоэлектростанций мощностью 200…600 МВт-э: расширение рынка ядерных технологий

28 28 Продолжение ВОЗМОЖНОСТЬ МНОГОЦЕЛЕВОГО ПРИМЕНЕНИЯ РЕАКТОРНЫХ МОДУЛЕЙ: Использование в составе ядерных опреснительных энергокомплексов, в том числе в развивающихся странах с учетом обеспечения требований нераспространения, путем сдачи в аренду транспортабельного реакторного модуля на период его кампании (7…10 лет без перегрузки топлива): увеличение экспортных возможностей Использование в составе плавучих АЭС: расширение рынка и экспортных возможностей

29 29 Многоцелевое применение РУ СВБР-75/100 Автономные ядерные энергоисточники на основе транспортабельных реакторных блоков Плавучие АС различного назначения Реновация АС с ЛВР, выведенными из эксплуатации Модульные АС и АТЭЦ в непосредственной близости от городов Реакторная установка СВБР-75/100

30 30 Продолжение ВОЗМОЖНОСТЬ РАБОТЫ РЕАКТОРА В РАЗЛИЧНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛАХ: Оксидное урановое топливо, КВА < 1, отложенная переработка: минимум расходов на топливо МОКС-топливо, КВА 1: работа в замкнутом топливном цикле в режиме топливного самообеспечения. При начальной загрузке UO2 замыкание топливного цикла может быть осуществлено уже к третьей кампании, при этом потребление природного урана за 60 лет будет на 30 % ниже, чем его потребление реакторами ВВЭР в расчёте на 1 ГВт-э

31 31 Продолжение Нитридное урановое топливо (КВА 1) с отложенной переработкой: продолжительность кампании около 15 лет при запасе реактивности на выгорание меньше эфф Смешанное нитридное топливо (КВА = 1.13): режим расширенного воспроизводства при времени удвоения плутония около 45 лет

32 32 Продолжение Непосредственная утилизация ОЯТ тепловых реакторов (РБМК и ВВЭР) в качестве основы МОКС-топлива БР вместо регенерированного или отвального урана (аналогично DUPIC- технологии): уменьшение количества ОЯТ в хранилищах, снижение риска распространения, сокращение затрат на топливный цикл

33 33 Продолжение ВЫСОКИЙ ПОТЕНЦИАЛ ДАЛЬНЕЙШЕГО СОВЕРШЕНСТВОВАНИЯ ПРОЕКТА ПО МЕРЕ ОСВОЕНИЯ ТЕХНОЛОГИИ: Повышение мощности РУ на ~15 % без увеличения ее габаритов за счет повышения температуры оболочек твэлов до 650 С, увеличение КПД цикла на ~ 10 % (отн.) за счет применения парогенератора, вырабатывающего перегретый пар: улучшение технико-экономических показателей АС Увеличение продолжительности кампании до 15 лет: повышение экономичности использования топлива, снижение эксплуатационных затрат на топливо

34 34 ПРИНЦИПЫ ПАССИВНОГО СРАБАТЫВАНИЯ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ : Плавкие замки стержней дополнительной аварийной защиты для обеспечения пассивной остановки реактора в случае перегрева теплоносителя свыше 700 C, из-за повреждения всех сервоприводов основной аварийной защиты Разрывной диск (мембрана) для предотвращения опрессовки корпуса реактора давлением пара свыше 1.0 МПа в случае постулированной крупной течи парогенератора (одновременный разрыв нескольких трубок парогенератора) Пассивный отвод остаточного тепловыделения в случае полного обесточивания АС обеспечивается передачей тепла через стенки корпуса моноблока и защитного кожуха в бак с водой: испарение воды обеспечивает период невмешательства около четырех суток

35 35 РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С СВИНЦОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ (БРЕСТ) Цель программы: -выполнение НИОКР в обоснование создания энергоблока АЭС с естественной безопасностью и радиационно- эксвивалентным захоронением РАО; -создание пристанционного замкнутого топливного цикла на смешанном нитридном топливе; -снятие ограничений в топливообеспечении.

36 36 МОДУЛЬНАЯ УСТАНОВКА БРЕСТ-ОД-300

37 37 Работы, выполненные по ядерной технологии БРЕСТ БРЕСТ-1200 –Начало работ по БРЕСТ (1985); –Разработка концептуального проекта (1992); –Проведение НИР ( ); –Разработка концепции БРЕСТ-1200 (2001); –Разработка проекта ядерного энергетического комплекса БРЕСТ- ОД-300 для БАЭС(2001); –Проведение НИОКР и ОКР оборудования АЭС в обоснование принятых технических решений (1998-по н.в.) Организации - участники НИКИЭТ, ФЭИ, ВНИИНМ, Сверд НИИхиммаш, ИРМ, СПб АЭП, ГСПИ, ЦКБМ, РНЦ КИ, ВТИ, Прометей, ОКБМ, Гидропресс, ВНИПИЭТ, МГТУ, МИФИ, МИСИ

38 38 НИОКР в обоснование инновационных проектов

39 39 1. НИОКР в обоснование проекта БН-800 Создание новых адаптивных систем управления частотой вращения ГЦН 1-го и 2-го контуров с завершением работ в 2009 году. Создание усовершенствованных систем автоматической защиты парогенератора Na-H 2 O и их экспериментальное обоснование. Создание новых средств измерения и контроля параметров натриевых систем. Верификация и аттестация программных средств для лицензирования ввода блока в эксплуатацию. Экспериментальное обоснование воздушного теплообменника (ВТО) с новыми конструкционными материалами. Исследования и технологические разработки в обоснование работ по выжиганию минорных актинидов. Исследования и технологические разработки в обоснование экспериментальных работ по регенерации уран-плутониевого топлива. Исследования в области совершенствования пожарной безопасности натриевых систем

40 40 2. НИОКР в обоснование проекта БН-1800 Исследования в обоснование ядерной и пожарной безопасности. Обоснование активной зоны и внешних звеньев топливного цикла с отработкой на стендовой базе. Оптимизация компоновочных решений. Совершенствование строительно-монтажных технологий. Разработка технологий производства ТВЭЛ и ТВС в геометрии БН Комплекс работ в обоснование выбора типа топливной композиции с точки зрения оптимизации рециклинга облученных ТВС. Обоснование выбора конструкции и разработка проекта корпусного или корпусно-модульного парогенератора. Комплекс работ в обоснование безопасности оборудования и РУ. Разработка, верификация и аттестация кодов для обоснования безопасности.

41 41 3. НИОКР по созданию материалов для ТВС реакторов на быстрых нейтронах Обеспечение конструкционными материалами, технологиями и процессами изготовления ТВЭЛов и ТВС из модифицированных сталей для топлива БН-800. Разработка оболочек ТВЭЛ из модифицированных ферритно-мартенситных сталей, сохраняющих служебные свойства при повреждениях более 140 сна. Разработка оболочек ТВЭЛ из дисперсионно- упрочненных оксидами ферритно-мартенситных сталей, сохраняющих служебные свойства при повреждениях более 180 сна. Разработка оболочек ТВЭЛ из плакированных ванадиевых сплавов, сохраняющих служебные свойства при повреждениях сна. Совершенствование экспериментальной базы повышения радиационной стойкости материалов ТВЭЛ и ТВС.

42 Влияние глубины выгорания топлива на ТСС реактора типа PWR(а) и быстрого реактора типа EFR (б)

43 43 Задачи по увеличению выгорания топлива Достигнутый уровень в БН-600 на UO 2 : В ср ~70 МВт *сут/кг, В max ~110 МВт *сут/кг. Ограничения: - низкая радиационная стойкость аустенитной стали ЧС-68 х.д.; - высокая температура оболочки ТВЭЛ с двуокисным топливом; Перспективные работы по материалам для оболочек ТВЭЛ: - модификация стали ЧС-68 х.д. в направлении оптимизации химсостава, повышения структурной стабильности и использования технологических резервов на трубном переделе с обеспечением глубины выгорания в среднем 80 МВт*сут/кг в период по 2015 год;

44 44 продолжение - применение ферритно-мартенситных сталей типа ЭП-450, освоенных для чехловых труб ТВС, в оболочках твэл натриевых реакторов с t об до 670 ºС до выгорания В ср ~16 % т.а. с 2015 года; - освоение в период до 2018 года дисперсионно- упрочненных оксидами РЗМ ферритно-мартенситных сталей с t об > 670 ºС до выгорания В ср ~20 % т.а. при удовлетворительной длительной прочности материала оболочки в условиях распухания топлива и внутритвэльного давления ~ 100 кг/см 2.

45 45 Разработка и внедрение перспективных видов ядерного топлива Освоение МОКС-топлива по технологии виброуплотнения в период по 2014 год; Изучение и отработка смешанного мононитридного топлива в период по 2018 год; Изучение других видов высокоплотного и высокотеплопроводного топлива в период по 2018 год; Отработка технологий рецикла перспективного смешанного уранплутониевого топлива в период по 2018 год.

46 46 4. НИОКР в обоснование проекта СВБР-75/100 исследования в области безопасности реакторной установки; коррозионная стойкость конструкционных материалов реактора в теплоносителе «Pb-Bi», их разработка и испытание; исследования и разработки в области защиты от 210 Ро; исследования в области обеспечения необходимых свойств теплоносителя в период длительной эксплуатации; исследования в области минимизации капитальных затрат на сооружение энергоблока; исследования в области упрощения эксплуатационного надзора.

47 47 5. НИОКР в обоснование проекта БРЕСТ-ОД-300 экспериментальные исследования в обоснование нейтронно-физических характеристик реактора; совершенствование и верификация программного и константного обеспечения расчетов физики активной зоны и задач пристанционного топливного цикла для целей аттестации; исследования в обоснование технологий свинцового теплоносителя; исследования в обоснование выбора конструкционных материалов; расчетно-экспериментальные исследования теплогидравлики реактора; исследования в обоснование транспортных технологий обращения с топливом и технологии его переработки, оснащения ТВЭЛ и ТВС в пристанционном цикле; исследования в области нитридного топлива для БРЕСТ- ОД-300.

48 48 Ключевые технологии замкнутого топливного цикла на основе быстрых реакторов с МОКС-топливом - Пироэлектрохимическая переработка (рецикл при помощи расплава солей) - Технология виброуплотнения (кристаллические частицы с геттером) - Технологии автоматизированного дистанционного контроля при изготовлении топливных стержней и топливных кассет

49 49 Пирохимические процессы Базовые исследования систем с расплавами солей позволяют осуществлять разработку технологических процессов производства гранулированных урановых и плутониевых оксидов и смешанных уран-плутониевых оксидов. Отличительной особенностью пирохимической технологии является возможность проведения всех производственных операций осаждения в одном аппарате – хлораторе-электролизере. Пирохимическая переработка состоит из следующих основных этапов Растворение исходных продуктов отработавшего ядерного топлива в расплаве солей Восстановление из расплава кристаллического диоксида плутония либо электролитических диоксидов плутония и урана Обработка осажденного на катоде материала и производство гранулированного топлива

50 50 Метод виброуплотнения Топливные стержни с гранулированным топливом изготавливаются при помощи метода виброуплотнения по стандартным процедурам (в перчаточных боксах или горячих камерах), которые применяются в НИИАР в течение 30 лет. К основным преимуществам метода виброуплотнения и изготовленных этим методом топливных стержней относятся следующие: Простота данного процесса благодаря уменьшенному числу технологических и контрольных операций, что облегчает автоматизированный дистанционный контроль процесса Возможность использования гранулята в любой форме, как однородного состава, так и в виде механической смеси Пониженное (по сравнению с таблетированным топливом) тепломеханическое воздействие виброуплотненного топлива на топливную оболочку Более гибкие требования ко внутреннему диаметру оболочки топливного стержня Для корректировки кислородного потенциала в топливе и устранения влияния технологических примесей, в гранулированное топливо вводится геттер на основе порошкообразного металлического U

51 51 Экспериментальная установка по оснащению ТВЭЛ

52 52 Оборудование для изготовления и сборки топливных стержней (3 е поколение)

53 53 Гранулированное МОКС-топливо Содержание металла, % масс.87,75 Пикнометрическая плотность гранул, г/см 3 10,7 Объемная плотность полидисперсного гранулята, г/см 3 6,0 Отношение O/M (кислородное отношение) 2,00 +0,01 Массовая доля технологических примесей, %: хлорид–ионы 0,006 углерод 0,006

54 54 Хранилище Pu (военного или гражданского назначения) PuO 2 (гражд.назн.) Металлический Pu (оружейный) Обедненный U (оксиды) Реактор БН-800 Хранилище ОЯТ реакторов ВВЭР, РБМК Отработав- шие ТК Предприятие по переработке ОЯТ (легководных или иных реакторов) Гранулированное МОКС-топливо Топливные кассеты БН Модуль пирообработки – производство МОКС Модуль виброуплотнения и сборки Гранулированное МОКС-топливо Топливные кассеты БН Модуль пирообработки – производство МОКС Модуль виброуплотнения и сборки Пристанционная установка замкнутого цикла (пиропереработка) Реактор БН Отработав -шие ТК БН ТК БН Переработан ный PuO 2 Перспективы внедрения для БН-800 (БН-K) Сочетание технологий пирообработки и виброуплотнения предлагается для создания производств МОКС-топлива БН-типа и различных сценариев рецикла. В настоящее время также рассматривается аналогичная комбинация для таблетированного МОКС-топлива В будущем: Для реакторов БН и БРЕСТ Для топлива МОКС и (U,Pu)N

55 55 Обращение с плутонием и долгоживущими актинидами Удаление оболочки топливных элементов Отходы Пирохимическая переработка Хранилище ОЯТ ВВЭР Отработавшие ТК ВВЭР Комплекс хранения концентрата MA в виде фторидного стекла Концентрат MA в виде фторидного стекла Комплекс по переработке ОЯТ Хранилище ОЯТ БН Гранулированный (U, Pu)O 2 Хранилище ОЯТ РБМК Производство топлива и ТК Реактор БН ТК БН Пирохимическая переработка Отходы Оптимизация топливного цикла как единой системы Комплекс хранения ОЯТ Отработавшие ТК РБМК Отработавшие ТК БН Топливный цикл БН Комплекс хранения отходов Комплекс переработки и хранения отходов

56 56 Обращение с долгоживущими актинидами (тенденции) Хранилище ОЯТ РБМК Хранилище ОЯТ ВВЭР Отходы Оптимизация топливного цикла как единой системы Концентрат MA в виде фторидного стекла Комплекс хранения концентрата MA в виде фторидного стекла Комплекс переработки и хранения отходов Комплекс хранения отходов Топливный цикл БН Хранилище ОЯТ БН Комплекс хранения ОЯТ Отработавшие ТК БН ТК БН Реактор БН Пирохимическая переработка Производство топлива и ТК

57 57 Комбинированный топливный цикл быстрых реакторов с утилизацией ОЯТ легководных реакторов и замещением ОЯТ легководных реакторов UO 2 после переработки Изготовление и сборка топлива Реактор БН ТК БН Топливный цикл БН Комплекс переработки и хранения отходов Комплекс хранения и утилизации отходов Комплекс хранения ОЯТ Промежуточное хранилище ОЯТ БН UO 2 и некоторые ПД взамен ОЯТ ЛВР Хранилище ОЯТ ЛВР ВАО Пирохимическая переработка ТК облученные в БН Гибкость системы топливного цикла

58 58 Трехуровневая структура будущего российского ЯТЦ ОТК ВВЭР Предприятие по переработке Pu БР Локальные комплексы Быстрый реактор + переработка на площадке Национальный Комплекс реакторы ВВЭР-типа + крупное предприятие по переработке U для обогащения или утилизации Региональные среднемасштабные заводы по переработке Хранилище ОТК МОКС ОТК