Зберігання відпрацьованого ядерного палива

З початку експлуатації Ігналинської АЕС відпрацьоване ядерне паливо (ВЯП) зберігалося у спеціальних басейнах витримки, обладнаних поруч із реакторними приміщеннями. В даний час на ІАЕС накопичилося всього близько 22000 тепловиділяючих збірок, це 2500 тонн ядерного палива, що відпрацювало.

Це тимчасовий спосіб зберігання, тому необхідно було ухвалити рішення щодо подальшого зберігання відпрацьованого ядерного палива. У зв'язку з неможливістю вивезення ВЯП на переробку довелося шукати способи довготривалого зберігання відпрацьованого ядерного палива на ІАЕС.

Ухвалено рішення ВЯП зберігати «сухим способом» у спеціальному сховищі, використовуючи спочатку контейнери типу CASTOR RBMK-1500 і далі типу CONSTOR RBMK-1500. Було збудовано сховище відпрацьованого ядерного палива сухого типу, яке зараз може зберігати до 120 контейнерів. Це сховище знаходиться приблизно на відстані 1-го кілометра від енергоблоків на проммайданчику ІАЕС.

Контейнер CASTOR металевий контейнер CONSTOR - залізобетонний. Обидва типи контейнерів виробництва фірми GNS (Німеччина). Стінки металевих контейнерів виготовляються із товстої вуглецевої сталі спеціального складу. Товсті стінки не лише надають контейнерам міцність, але одночасно є біологічним захистом від іонізуючого опромінення. Залізобетонні контейнери дещо інші – вони складаються з двох спеціальних сортів сталі циліндрів, між якими знаходиться бетон.

До контейнерів висуваються суворі вимоги. Насамперед має бути гарантія того, що в контейнері не відбудеться ланцюгова реакція ядерного поділу.Серед інших важливих вимог - відведення тепла, радіаційна безпека, механічна стійкість. контейнери залишалися непошкодженими у разі вибуху, пожежі, повеней, землетрусів і навіть при падінні на них легких літаків. Такі контейнери придатні і для зберігання ВЯП, і його транспортування.

У березні 1999 року розпочато випробування з перевезення відпрацьованого ядерного палива з приреакторних басейнів витримки у сховищі сухого типу.

Ядерне паливо після декількох років зберігання в басейнах витягується з них, завантажується в сталеві або залізобетонні контейнери і перевозиться в сховище, що знаходиться поряд з електростанцією. зберігатися щонайменше 50 років.

Корпуси контейнерів CASTOR RBMK-1500 та CONSTOR RBMK-1500 мають систему герметичних кришок.

Розташоване на проммайданчику ІАЕС сховище відпрацьованого ядерного палива сухого типу повністю заповнене.

Експлуатація нового Проміжного сховища відпрацьованого ядерного палива (ПСВЯП), побудованого поряд з ІАЕС, розпочалася у травні 2017 року.У сховищі ВЯП зберігається в залізобетонних контейнерах нового типу CONSTOR RBMK-1500/М2, висотою 4,5 м та діаметром 2,7 м, вага кожного з яких з паливом - 118 т. Площа території нового СВЯП становить 5,93 гектара. Загальна місткість сховища – близько 17 000 тепловиділяючих зборок (близько 190 контейнерів).

Таким чином, буде гарантовано безпечний та надійний спосіб зберігання відпрацьованого ядерного палива за вимогами Литовської Республіки, стандартами ЄС та рекомендаціями МАГАТЕ. Термін експлуатації сховища – 50 років.

Передбачається, що із закінченням терміну експлуатації сховища буде побудовано глибинний могильник для такого виду відходів, проте місце розташування та технічні характеристики обговорюватимуться у майбутньому. Тому питання про впорядкування відпрацьованого ядерного палива із закінченням терміну в 50 років наразі не вирішене.

ПРОДУКЦІЯ ТА ПОСЛУГИ

Відпрацьоване ядерне паливо - це уран, який попрацював у ядерному реакторі і містить радіоактивні продукти поділу. Тому його називають також опроміненим або вигорілим ядерним паливом.

Чим ВЯП відрізняється від радіоактивних відходів (РАТ)? Насамперед тим, що ВЯП — це цінний продукт, що містить 2 корисні компоненти — уран, що не вигорів, і трансуранові елементи. Крім того, серед продуктів поділу містяться радіонукліди (радіоактивні ізотопи), які можна з успіхом застосовувати у промисловості, медицині, а також у наукових дослідженнях.

Після видалення з реактора відпрацьоване ядерне паливо (ВЯП) зберігає радіоактивність і виділяє тепло. Тому протягом деякого часу таке паливо витримують у басейнах під водою для відведення теплоти та захисту від іонізуючого випромінювання. Наступним кроком може бути:

• остаточне поховання – завершення відкритого паливного циклу як це робиться у США, Канаді та Швеції.
• переробка відпрацьованого ядерного палива для подальшого використання – закритий паливний цикл. Шлях закритого паливного циклу обрали Росія, Великобританія, Франція та Японія.

Зберігання відпрацьованого ядерного палива спочатку здійснюється у реакторному відділенні. Потім воно переміщається в інше місце на спеціальні склади сухого зберігання. У закритому паливному циклі для сучасних легководних реакторів паливо проходить такий самий шлях. Починаючи з уранових копалень і заводів, уран проходить усі стадії перетворення та збагачення для виготовлення реакторного палива. Після видалення палива з реактора паливні стрижні проходять обробку на заводах, де вони дробляться і розчиняються в кислоті. Після спеціальної хімічної обробки з відпрацьованого палива виділяють два цінні продукти: плутоній та невикористаний уран. Приблизно 3% палива при цьому залишається високоактивними відходами. Після бітумування, бетонування або заскління ці високорадіоактивні матеріали підлягають тривалому похованню.

У відпрацьованому ядерному паливі міститься приблизно 1% плутонію. Це дуже хороше ядерне паливо, яке не потребує жодного процесу збагачення. Плутоній можна змішати зі збідненим ураном і отримати змішане оксидне паливо або MOX-паливо, яке постачається у вигляді свіжих паливних зборок для завантаження в реактори. Його можна використовувати для завантаження реактори. Відновлений уран може повертатися на додаткове збагачення або поставлятися у вигляді свіжого палива для реакторів, що діють.Закритий паливний цикл є більш ефективною системою максимального використання урану без додаткового видобутку на рудниках (в енергетичних одиницях економія становить близько 30%). І хоча промисловість відразу схвалила цей підхід, такі схеми переробки відпрацьованого ядерного палива поки не набули широкого поширення.

Одна з причин такого неповного використання можливостей урану полягає в тому, що більшість існуючих промислових реакторів відноситься до так званих «легководних» реакторів ЛВР. Вони багато в чому хороші, але при цьому не розраховані на вичавлювання з палива всієї енергії до останнього вата. Однак існують і інші типи реакторів – так звані «швидкі» (реактори на швидких нейтронах), здатні «переробляти» відпрацьоване паливо із вилученням значно більшої кількості енергії.

Як зберігають відпрацьоване ядерне паливо, а, головне, навіщо?

Доля ВЯП може складатися по-різному. У більшості країн ядерне паливо, яке відпрацювало належний термін у реакторі АЕС, вважають радіоактивними відходами та відправляють у могильники або вивозять за кордон. Прихильники такого підходу (серед них, наприклад, США, Канада, Фінляндія) дотримуються думки, що на планеті достатньо запасів уранової руди, щоб освоювати дорогий, складний та потенційно небезпечний процес переробки ВЯП. Росія та ще кілька ядерних держав (у тому числі Франція, Англія, Індія) розвивають технології переробки опроміненого палива та прагнуть того, щоб у перспективі повністю замкнути паливний цикл.

Замкнений цикл передбачає, що отримане з уранової руди і паливо, що відпрацювало в реакторі, знову і знову перероблятиметься і використовуватиметься на АЕС.Внаслідок цього ядерна енергетика фактично перетвориться на відновлюваний ресурс, знизиться кількість радіоактивних відходів, а людство буде забезпечене відносно дешевою енергією на тисячі років.

Привабливість переробки ВЯП пояснюється малою глибиною вигоряння ядерного палива в ході однієї кампанії: на найпоширеніших водо-водяних реакторах (ВВЕР) вона не перевищує 3-5%, на застарілих канальних реакторах великої потужності (РБМК) — лише 2 %, і лише на реакторах на швидких нейтронах (БН) може досягати 20%, але таких реакторів промислового масштабу поки що два у світі (обидва в Росії, на Білоярській АЕС). Таким чином, ВЯП є джерелом цінних компонентів, у тому числі ізотопів урану і плутонію.

Шлях ВЯП: від реактора до місця зберігання

Нагадаємо, що на АЕС ядерне паливо надходить у вигляді тепловиділяючих збірок (ТВС), що складаються з герметичних стрижнів (тепловідільних елементів — ТВЕЛів), наповнених таблетками гексафториду урану.

Тепловиділяюча збірка для ВВЕР складається з 312 ТВЕЛів, закріплених на шестигранному каркасі (фото ПАТ «НЗХК»)

Ядерне паливо (ВЯП) атомних електростанцій, що відпрацювало, вимагає особливого звернення. Перебуваючи в реакторі, ТВЕЛ накопичують велику кількість продуктів поділу, і навіть через роки після вилучення з активної зони виділяють тепло: на повітрі стрижні розігрівається до кількох сотень градусів. Тому після закінчення паливної кампанії опромінені зборки поміщають у пристанційні басейни витримки. Вода відводить надлишкове тепло та захищає персонал АЕС від підвищеного рівня радіації.

Через три-п'ять років ТВС все ще виділяють тепло, але тимчасова відсутність охолодження вже не є небезпечною.Атомники користуються цим, щоб вивезти ВЯП з електростанції до спеціалізованих сховищ. У Росії відпрацьоване паливо відправляють на ВО «Маяк» (Челябінська область) та Ізотопно-хімічний завод Гірсько-хімічного комбінату (Красноярський край). ГХК спеціалізується на зберіганні палива реакторів ВВЕР-1000 та РБМК-1000. На підприємстві діють «мокре» (водоохолоджуване) сховище, побудоване у 1985 році, та сухе, поетапно запущене у 2011-2015 роках.

«Для транспортування ВЯП ВВЕР залізницею паливні зборки поміщають у ТУК (транспортний пакувальний комплект), сертифікований за стандартами МАГАТЕ, — розповідає Ігор Сеєлєв, директор Ізотопно-хімічного заводу ГХК. — Кожен ТУК містить 12 збірок. Такий контейнер із нержавіючої сталі забезпечує повний захист персоналу та населення від випромінювання. Цілісність упаковки не порушиться навіть у разі тяжкої залізничної аварії. Склад із ВЯП супроводжує співробітник нашого комбінату та озброєна охорона».

В дорозі ВЯП встигає розігрітися до 50-80 °С, тому ТУК, що прибув на комбінат, відправляють у вузол розхолодження, де до нього по трубопроводах подається вода зі швидкістю 1 см/хв — різко змінювати температуру палива не можна. Через 3-5 годин контейнер охолоджується до 30°С. Воду зливають і переносять ТУК у басейн глибиною 8 м — для навантаження. Кришку контейнера відкривають прямо під водою. І під водою переносять кожен ТВС в 20-місний чохол для зберігання. Звісно, ​​жодних водолазів на ГХК немає, всі операції виконують за допомогою особливого крана. Цей же кран переміщає чохол зі складаннями у відсік зберігання.

Перевантаження ВЯП під водою

ТУК, що звільнився, відправляють на дезактивацію, після якої його можна без додаткових пересторог перевозити залізницею У рік ГХК виконує більше 20 рейсів на атомні станції, по кілька контейнерів у кожному ешелоні.

«Мокре» сховище

«Мокре» сховище можна було б прийняти за гігантську шкільну спортзалу, якби не металеві листи на підлозі. смуг як по напрямних, переміщуючи вантаж під водою.
Над складаннями надійний бар'єр для випромінювання — двометровий шар знесоленої води. У залі сховища нормальна радіаційна обстановка.

Довжина «мокрого» сховища – 240 м, а ширина – 36 м.

Сховище спроектовано з урахуванням проектних і запроектних аварій, тобто стійко до неймовірних за силою землетрусів та інших малореальних подій. Для безпеки басейн сховища розділений на 20 відсіків. . Продумані пасивні засоби підтримки рівня води для надійне відведення тепла.

У 2011 році, ще до подій на Фукусімі, сховище розширили і посилили заходи безпеки. За підсумками реконструкції в 2015 році було отримано дозвіл на експлуатацію до 2045 року. дозволяють розмістити понад 15 тисяч ТВС. про розміщене ВЯП фіксується в електронній базі даних.

Сухе сховище

«Ми прагнемо того, щоб водоохолоджуване сховище було лише проміжним етапом перед сухим зберіганням чи переробкою. У цьому сенсі стратегія ГХК та Росатому відповідає загальносвітовому вектору розвитку, — пояснює Ігор Сеєлєв. — 2011 року ми здали в експлуатацію першу чергу сухого сховища ВЯП РБМК-1000, а у грудні 2015 — завершили будівництво всього комплексу. У тому ж 2015 році на ГХК було запущено виробництво МОКС-палива з переробленого ВЯП. У грудні 2016 року було виконане перше перевантаження палива ВВЕР-1000 із «мокрого» сховища в сухе».

У залі зберігання розміщуються бетонні модулі, а в них - герметичні пенали з ВЯП, заповнені азотно-гелієвою сумішшю. Охолоджує складання зовнішнє повітря, яке самопливом надходить по повітроводам. При цьому не потрібна примусова вентиляція: повітря рухається через певне розташування каналів, а відведення тепла відбувається за рахунок конвективного теплообміну. Принцип той самий, що біля тяги в каміні.

Зберігати ВЯП сухим способом значно безпечніше та дешевше. На відміну від «мокрого» сховища, тут немає витрат на водопостачання та водопідготовку, не потрібно організовувати циркуляцію води. Об'єкт не постраждає при втраті електроживлення, та й від персоналу не потрібно ніяких дій, крім завантаження палива. У цьому сенсі створення сухої технології – величезний крок уперед. Однак повністю відмовитися від охолоджуваного сховища не можна. Через підвищене тепловиділення складання ВВЕР-1000 повинні бути у воді перші 10-15 років. Тільки після цього їх можна переміщати до сухої зали або відправляти на переробку.
«Принцип організації сухого сховища дуже простий, – каже Ігор Сеєлєв, – проте його ніхто не запропонував раніше.Наразі патент на технологію належить групі російських учених. І це відповідна тема для експансії Росатому на міжнародний ринок, тому що технологією сухого зберігання цікавляться у багатьох країнах. До нас уже приїжджали японці, французи та американці. Ведуться переговори про те, щоби на ГХК привозили ВЯП з тих АЕС, які російські атомники будують за кордоном».

Запуск сухого сховища був особливо важливим для станцій із реакторами РБМК. До його створення був ризик зупинення потужностей Ленінградської, Курської та Смоленської АЕС через переповнення пристанційних сховищ. Цьогорічної ємності сухого сховища ГХК достатньо, щоб розмістити відпрацьовані зборки РБМК усіх російських станцій. Завдяки меншому тепловиділенню, їх одразу направляють у сухе сховище, минаючи «мокре». Тут ВЯП можуть перебувати протягом 100 років. Можливо, за цей час буде створено економічно привабливі технології для його переробки.

Переробка ВЯП

Планується, що Дослідно-демонстраційний центр (ОДЦ) з переробки відпрацьованого ядерного палива, що будується в Залізногірську, буде зданий до 2020 року. Перший пусковий комплекс з виробництва МОКС-палива (змішане оксидне уран-плутонієве) випускає всього 10 збірок на рік, оскільки технології поки що відпрацьовуються та вдосконалюються. У майбутньому потужність заводу суттєво зросте. Сьогодні на переробку можна відправляти збірки з обох сховищ Ізотопно-хімічного заводу, але очевидно, що з економічного погляду вигідніше починати з переробки ВЯП, що накопичилося у «мокрому» сховищі.Планується, що надалі крім збирання ВВЕР-1000 підприємство зможе переробляти ТВС реакторів на швидких нейтронах, ТВС високозбагаченого урану (ВОУ) та ТВС закордонного дизайну. На виробництві отримуватимуть порошок закису-окису урану, суміш оксидів урану, плутонію, актинідів та затверділі продукти поділу.

ОДЦ позиціонується як найсучасніший у світі радіохімічний завод покоління 3+ (заводи французької компанії Areva мають покоління 2+). Головна особливість технологій, що впроваджуються на ГХК, — відсутність рідких і менша кількість твердих радіоактивних відходів при переробці ВЯП.

МОКС-паливо поставляється на реактори типу БН Білоярської АЕС. Також Росатом працює над створенням РЕМІКС-палива, яке після 2030 року, можливо, використовуватиметься на реакторах типу ВВЕР. На відміну від МОКС-палива, де плутоній поєднується з збідненим ураном, РЕМІКС-паливо планується виготовляти із суміші плутонію зі збагаченим ураном.

За умови, що в країні буде достатньо АЕС з різними типами реакторів, що працюють на змішаному паливі, Росатому вдасться наблизитися до замикання ядерного паливного циклу.