Обращение и хранение отработанного топлива

Обращение с отработанным топливом и радиоактивными отходами

Отработанное (Облученное) ядерное топливо (ОЯТ)– это топливо, отработавшее цикл в реакторе АЭС. Отработавшее топливо содержит в себе как недовыгоревший в процессе работы реактора уран-235, его изотопы и другие трансурановые элементы, так и активированные конструкционные материалы. Поэтому в тепловыделяющих сборках продолжают происходить ядерные превращения, которые сопровождаются повышенным радиоактивным излучением, а также постоянным (слабо снижающимся в течении времени) выделением тепла.

Методы обращения с отработанным ядерным топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами (РАО) могут быть различны в стратегических подходах и по набору используемых технологий, однако все они объединяются общими принципами, связанными вопросами безопасности. Данные принципы разрабатываются и распространяются международными организациями, в частности МАГАТЭ, через соответствующие правила и руководства, а также устанавливаются международными договорами, в частности «Объединенной конвенцией о безопасности обращения с отработанным топливом и безопасности обращения с радиоактивными отходами».

Национальные концепции государств, связанные с ОЯТ, базируется на двух стратегических подходах. Первый рассматривает отработанное топливо в качестве ценного сырья для получения компонентов нового топлива и ряда радиоактивных изотопов, используемых в медицине, сельском хозяйстве, промышленности. При этом переработка может выполняться по мере наработки ОЯТ или после временного/долговременного хранения. Второй подход определяет ОТВС в качестве РАО, подлежащих захоронению. Большинство стран поддерживает первый подход как более рациональный. Кроме того, требования к размещению ОЯТ на вечное захоронение технически трудно исполнимы и реализуемы на практике в полном объеме. Это является одной из причин того, что ни одного могильника ОЯТ в мире не было введено в эксплуатацию до настоящего времени.

Обращение с ОЯТ, помимо проблем общетехнической и физической безопасности, связанной с перемещением большегрузных, крупногабаритных устройств, имеющих повышенную опасность и высокую ценность, обладает рядом специфических особенностей.

Первая – ядерная опасность (критичность). Ядерный материал, содержащийся в ОТВС, способен создавать критические конфигурации, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в случае аварий. Степень этой опасности тем выше, чем больше содержание делящихся компонентов (²³⁵U, ²³³U или ²³⁹Pu) в нем. Поэтому, при обращении с ОЯТ требования ядерной безопасности обычно предписывают анализ всех возможных штатных и аварийных ситуаций. При этом эффективный коэффициент размножения систем во всех неблагоприятных условиях и без учета выгорания не должен превышать 0,95 с учетом погрешности расчетов.

Вторая – радиационной безопасности. Активность одного килограмма извлеченного из реактора топлива, обусловленная наличием в нем продуктов деления и активации, обычно составляет сотни тысяч Ки. В течение года, благодаря распаду короткоживущих радионуклидов, активность снижается до тысяч Ки. В последующие десять лет уменьшается еще на порядок. В любом случае, ОЯТ в течение времени, намного превышающего длительность жизни человек, будет относиться к разряду высокоактивных отходов энергетического производства. Поэтому любые операции с ним должны предусматривать соблюдение условий радиационной защиты и выполняться в условиях максимальной автоматизации производства. С другой стороны, высокая активность обеспечивает отработанному топливу высокую степень его физической самозащищенности от возможности несанкционированного использования или хищения.

Третья – остаточное тепловыделение. Высокая активность ОЯТ приводит к его радиационному разогреву, степень которого настолько высока (табл.1), что явилась причиной двух из тех крупнейших аварий в атомной промышленности, связанных с разрушением активной зоны реакторов.

Таблица 1. Мощность остаточного тепловыделения после остановки реактора PWR

Время после остановки	1с	10с	100с	1000с	1 ч	10ч	100ч	1000ч	1 год
Мощность реактора в момент остановки, %	6,5	5,1	3,2	1,9	1,4	0,75	0,33	0,11	0,023

Исходя из перечисленных особенностей МАГАТЭ рекомендует следующие основные задачи безопасного обращения с ОЯТ на АЭС:

обеспечение подкритичности в течение всего времени эксплуатации;

предотвращение физического повреждения топливной сборки и/или тепловыделяющих элементов;

обеспечение надежного теплоотвода;

поддержание уровня радиационного облучения и выхода радиоактивных веществ при обращении с облученным топливом на разумно достижимом низком уровне.

Согласно выбранной стратегии, а также исходя из существующих условий и возможностей, перечень технологических операций по обращению с ОЯТ может включать:

промежуточное хранение ОТВС в бассейне выдержки;

транспортировку отработанного топлива на завод по переработке, временное хранилище или могильник;

промежуточное хранение перед переработкой или захоронением;

переработку или подготовку ОТВС к временному хранению или захоронению;

временное хранение или захоронение.

С целью временной выдержки отработавшего топлива (до его отправки на переработку или захоронение) тепловыделяющие сборки помещают в бассейн выдержки, заполненный борной водой. Вода в бассейне выдержки служит как защитой от радиационного излучения, так и для съема выделяющих тепловыделений. По мере разогрева воды бассейна выдержки возникает необходимость отвода тепла. Перегрев воды или снижение уровня с оголением тепловыделяющих сборок может привести к перегреву оболочек ТВЭЛ (тепловыделяющих элементов) и, как следствие, к их расплавлению. Через год количество выделяемого топливом тепла снижается примерно в 200 раз, а радиоактивность – в 10 раз, через 5 лет радиоактивность уменьшается в 35 раз.

Хранение ОТВС в пристанционном бассейне выдержки является обязательным элементом технологической цепочки, что определяется высокой активностью свежеоблученного топлива и необходимость отвода от него большого количества остаточного тепла. Исключение составляет только металлическое топливо реакторов Magnox, которое не может долгое время находиться в водной среде по причине деградации оболочки и поэтому должно перерабатываться. ТВС реакторов PHWR и РБМК перегружаются из реактора в ходе компании. Для всех остальных установок перегрузка топлива может быть выполнена только на полностью заглушенном реакторе. Такие перегрузки выполняются ежегодно и являются основной причиной вынужденного продолжительного простоя в работе.

Все манипуляции по перемещению ОЯТ в бассейн и из него выполняются с помощью большегрузных устройств (мостовых кранов, перегрузочных контейнеров и т.д.), автоматически. Длительность хранения ОЯТ в бассейне-выдержки составляет от одного года до 5 лет. При этом на многих станциях топливо хранится и гораздо более длительное время (до 10 лет и более), что вызвано отсутствием окончательного решения по вопросу его дальнейшего использования. Топливо быстрых реакторов должно выдерживаться более короткие сроки, что обусловлено необходимостью его максимально быстрой переработки и возврата в замкнутый цикл. Охлаждение топлива в бассейне обычно осуществляется с помощью принудительной циркуляции воды. Причем вода является не только охладителем, но и защитой. Толщина ее слоя над верхними концевыми деталями ТВС составляет обычно несколько метров и должна поддерживаться на постоянном уровне. Особые требования предъявляются к составу воды, которая должна обеспечивать длительное нахождение в ней топлива без деградации, вызванной воздействием катионов и анионов растворенных веществ. Дополнительную проблему представляет разгерметизированное и разрушенное топливо, которое предварительно должно быть переупаковоно в специальные герметичные пеналы, чтобы избежать выхода из него в окружающую среду продуктов деления и активации. Такая операция может быть проделана только в специально оборудованной горячей камере, находящейся в технических зданиях АЭС. Для станций с жидкометаллическим и другими видами неводяного теплоносителя предусматривается процедура отмывания его остатков от топлива.

В России в хранилищах ОЯТ на АЭС находится 12350 тонн ОЯТ, в т.ч. 10288 тонн РБМК.

ОЯТ реакторов типа РБМК и ЭГП хранится на АЭС в станционных хранилищах.

ОЯТ реакторов типа ВВЭР-1000 хранится в приреакторных бассейнах выдержки и после трех лет хранения вывозится в централизованное мокрое хранилище на Красноярском ГХК.

ОЯТ реакторов ВВЭР-440 и БН-600 вывозится на ФГУП "ПО "Маяк".

ОЯТ остановленных реакторов АМБ Белоярской АЭС хранится на АЭС (5000 ОТВС) и на ФГУП "ПО "Маяк" (2200 ОТВС).

Таблица . Количество ОЯТ реакторов различного типа на предприятиях

Эксплуатирующая организация	Тип топлива	Количество ОЯТ, т
Кольская АЭС	ВВЭР-440
Нововоронежская АЭС	ВВЭР-440
ВВЭР-1000
Балаковская АЭС	ВВЭР-1000
Волгодонская АЭС	ВВЭР-1000
Калининская АЭС	ВВЭР-1000
Курская АЭС	РБМК-1000
Ленинградская АЭС	РБМК-1000
Смоленская АЭС	РБМК-1000
Белоярская АЭС	БН-600
АМБ
Билибинская АЭС	ЭГП-6
ПО "Маяк"	ВВЭР-440+АМБ
ГХК	ВВЭР-1000
ФЭИ	1-я атомная
ММП, ПТБ "Лепсе"		639*
ММП, ПТБ "Лотта"		3768*
ММП, ПТБ "Имандра"		1134*
* количество хранящихся облученных тепловыделяющих сборок

После окончания срока выдержки ОЯТ транспортируют на завод по переработке.

Транспортировка отработанного топлива на завод по переработке осуществляется с помощью специально разработанных, испытанных и лицензированных контейнеров, обеспечивающих необходимый уровень радиационной и физической защиты топлива, а также достаточный уровень отвода в окружающую среду тепла.

Обычно такие контейнеры представляют собой многотонные конструкции из железа или железобетона, имеющие необходимую толщину защиты от нейтронов и фотонов гамма-излучения, а также механическую прочность. Внутри контейнеров устанавливаются опорные и дистанционирующие решетки для загрузки ОТВС в конфигурацию, обеспечивающую ядерную безопасность. Сам контейнер располагается на железнодорожной или автомобильной платформе. Загрузка контейнера производится через специальный перегрузочный люк, куда ОЯТ подаются краном непосредственно из бассейна выдержки или специализированной станции сушки. Транспортировка является одним из наиболее опасных этапов обращения с отработанным топливом с точки зрения сохранения его целостности и физической защиты.

Промежуточное хранение перед переработкой или захоронением предусматривается либо на заводе по переработке, либо в комплексе сооружений, связанных с могильником ядерных отходов. Хранение в нем ОТВС может быть как сухим, так и мокрым и принципиально не отличается от процедуры, используемой на АЭС.

Подготовка ОТВС к временному хранению или захоронению может включать дополнительные процедуры, связанные с конкретной технологией хранения: переупаковку, размещение в контейнере хранения, транспортировку к месту хранения и т.п.

Временное хранение или захоронение могут осуществляться либо сухим, либо мокрым методами. Большинство методов захоронения являются сухими и предусматриваются в глубоких геологических формациях. Для топлива с оболочками из циркониевых сплавов температура при хранении на воздухе не должна превышать 140150°С. Для хранения в среде инертного газа допустимая температура составляет 350440°С. Временное хранение может быть организовано непосредственно на станции, на заводе по переработке или в их близи. При этом само хранилище может быть даже наружным, а также организованным в специальном здании или приземном сооружении.

По данным МАГАТЭ в 2009 г. в мире функционировало 30 мокрых хранилищ ОЯТ общей емкостью 65 641 тонна тяжелого металла. В 72 сухих хранилищах может быть размещено 313 909 тонн тяжелого металла.