Переработка топлива для атомной энергетики. Ядерное топливо: виды и переработка

Отработанное ядерное топливо энергетических реакторов Начальная стадия послереакторного этапа ЯТЦ одинакова для открытого и закрытого циклов ЯТЦ.

Она включает в себя извлечение ТВЭЛов с отработанным ядерным топливом из реактора, хранение его в пристанционном бассейне («мокрое» хранение в бассейнах выдержки под водой) в течение нескольких лет и затем транспортировка к заводу переработки. В открытом варианте ЯТЦ отработанное топливо помещают в специально оборудованные хранилища («сухое» хранение в среде инертного газа или воздуха в контейнерах или камерах), где выдерживают нескольких десятилетий, затем перерабатывают в форму, предотвращающую хищение радионуклидов и подготавливают к окончательному захоронению.

В закрытом варианте ЯТЦ отработавшее топливо поступает на радиохимический завод, где перерабатывается с целью извлечения делящихся ядерных материалов.

Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) - особый вид радиоактивных материалов – сырьё для радиохимической промышленности.

Облученные тепловыделяющие элементы, извлеченные из реактора после их отработки, обладают значительной накопленной активностью. Различают два вида ОЯТ:

1) ОЯТ промышленных реакторов, которое имеет химическую форму как самого топлива, так и его оболочки, удобную для растворения и последующей переработки;

2) ТВЭЛы энергетических реакторов.

ОЯТ промышленных реакторов перерабатывают в обязательном порядке, тогда как ОЯТ перерабатывают далеко не всегда. Энергетическое ОЯТ относят к высокоактивным отходам, если не подвергают дальнейшей переработке, или к ценному энергетическому сырью, если подвергают переработке. В некоторых странах (США, Швеция, Канада, Испания, Финляндия) ОЯТ полностью относят к радиоактивным отходам (РАО). В Англии, Франции, Японии – к энергетическому сырью. В России часть ОЯТ считается радиоактивными отходами, часть поступает на переработку на радиохимические заводы (146).

Из-за того, что далеко не все страны придерживаются тактики замкнутого ядерного цикла, ОЯТ в мире постоянно увеличивается. Практика стран, придерживающихся замкнутого уранового топливного цикла показала, что частичное замыкание ЯТЦ легководных реакторов убыточно даже при возможном в последующие десятилетия удорожании урана в 3-4 раза. Тем не менее эти страны замыкают ЯТЦ легководных реакторов, покрывая затраты за счет увеличения тарифов на электроэнергию. Наоборот, США и некоторые другие страны отказываются от переработки ОЯТ, имея в виду будущее окончательное захоронение ОЯТ, предпочитая его длительную выдержку, что оказывается дешевле. Тем не менее, ожидается, что к двадцатым годам переработка ОЯТ в мире увеличится.

Извлеченное из активной зоны энергетического реактора ТВС с отработанным ядерным топливом хранят в бассейне выдержки на АЭС в течение 5-10 лет для снижения в них тепловыделения и распада короткоживущих радионуклидов. В 1 кг отработавшего ядерного топлива АЭС в первый день после его выгрузки из реактора содержится от 26 до 180 тыс. Ки радиоактивности. Через год активность 1 кг ОЯТ снижается до 1 тыс. Ки, через 30 лет-до 0,26 тыс. Ки. Через год после выемки, в результате распада короткоживущих радионуклидов активность ОЯТ сокращается в 11 - 12 раз, а через 30 лет - в 140 - 220 раз и дальше медленно уменьшается в течение сотен лет 9 (146).

Если в реактор первоначально загружался природный уран, то в отработавшем топливе остается 0,2 - 0,3% 235U. Повторное обогащение такого урана экономически нецелесообразно, поэтому он остается в виде так называемого отвального урана. Отвальный уран в дальнейшем может быть использован как воспроизводящий материал в реакторах на быстрых нейтронах. При использовании для загрузки ядерных реакторов низкообогащенного урана ОЯТ содержит 1% 235U. Такой уран может быть дообогащен до первоначального содержания его в ядерном топливе, и возвращен в ЯТЦ. Восстановление реактивности ядерного топлива может быть осуществлено добавлением в него других делящихся нуклидов - 239Pu или 233U, т.е. вторичного ядерного топлива. Если к обедненному урану добавляется 239Pu в количестве, эквивалентном обогащению топлива 235U, то реализуется уран-плутониевый топливный цикл. Смешанное уран-плутониевое топливо используется как в реакторах на тепловых, так и на быстрых нейтронах. Уран-плутониевое топливо обеспечивает максимально полное использование урановых ресурсов и расширенное воспроизводство делящегося материала. Для технологии регенерации ядерного топлива чрезвычайно важны характеристики выгружаемого из реактора топлива: химический и радиохимический состав, содержание делящихся материалов, уровень активности. Эти характеристики ядерного топлива определяются мощностью реактора, глубиной выгорания топлива в реакторе, продолжительностью кампании, коэффициентом воспроизводства вторичных делящихся материалов, времени выдержки топлива после выгрузки его из реактора, типом реактора.

Выгруженное из реакторов отработавшее ядерное топливо передается на переработку только после определенной выдержки. Это связано с тем, что среди продуктов деления имеется большое количество короткоживущих радионуклидов, которые определяют большую долю активности выгружаемого из реактора топлива. Поэтому свежевыгруженное топливо выдерживают в специальных хранилищах в течение времени, достаточного для распада основного количества короткоживущих радионуклидов. Это значительно облегчает организацию биологической защиты, снижает радиационное воздействие на химические реагенты и растворители в процессе переработки обработавшего ядерного топлива и уменьшает набор элементов, от которых должны быть очищены основные продукты. Так, после двух-трехлетней выдержки активность облученного топлива определяют долгоживущие продукты деления: Zr, Nb, Sr, Ce и другие РЗЭ, Ru и α-активные трансурановые элементы. 96% ОЯТ – это уран-235 и уран-238, 1% - плутоний, 2-3% - радиоактивные осколки деления.

Время выдержки ОЯТ - 3 года для легководных реакторов, 150 суток для реакторов на быстрых нейтронах (155).

Суммарная активность продуктов деления, содержащихся в 1 т ОЯТ ВВЭР-1000 после трех лет выдержки в бассейне выдержки (ББ), составляет 790000 Ки.

При хранении ОЯТ в пристанционном хранилище, его активность монотонно уменьшается (примерно на порядок за 10 лет). Когда активность упадет до норм, определяющих безопасность транспортировки ОЯТ по железной дороге, его извлекают их хранилища и перемещают либо в долговременное хранилище, либо на завод по переработке топлива. На перерабатывающем заводе сборки ТВЭЛов с помощью погрузочно-разгрузочных механизмов перегружается из контейнеров в заводской буферный бассейн-хранилище. Здесь сборки хранят до тех пор, пока их не направляют на переработку. После выдержки в бассейне в течение срока, выбранного на данном заводе, ТВС выгружают из хранилища и направляют в отделение подготовки топлива к экстракции на операции вскрытия отработавших твэлов.

Переработку облученного ядерного топлива проводят с целью извлечения из него делящихся радионуклидов (прежде всего 233U, 235U и 239Pu), очистки урана от нейтрон поглощающих примесей, выделения нептуния и некоторых других трансурановых элементов, получения изотопов для промышленных, научных или медицинских целей. Под переработкой ядерного топлива понимают переработку ТВЭЛов энергетических, научных или транспортных реакторов, так и переработку бланкетов реакторов-размножителей. Радиохимическая переработка ОЯТ – основная стадия закрытого варианта ЯТЦ, и обязательная стадия наработки оружейного плутония (рис.35).

Переработка делящегося материала, облученного нейтронами в ядерном реакторе топлива осуществляется для решения таких задач, как

Получение урана и плутония для производства нового топлива;

Получение делящихся материалов (урана и плутония) для производства ядерных боеприпасов;

Получение разнообразных радиоизотопов, находящих применение в медицине, промышленности и науке;

Рис. 35. Некотрые этапы переботки отработанного ядерного топлива на ПО Маяк. Все операции проводят с помощью манипуляторов и камерах защищенных 6-слойным свинцовым скеклом (155).

Получение доходов от других стран, которые либо заинтересованы в первом и втором, либо не хотят хранить у себя большие объемы ОЯТ;

Решение экологических проблем, связанных с захоронением РАО.

В России перерабатывается облученный уран реакторов-бридеров и ТВЭЛы реакторов ВВЭР-440, БН и некоторых судовых двигателей; ТВЭЛы основных типов энергетических реакторов ВВЭР-1000, РБМК (любых типов) не перерабатываются и в настоящее время накапливаются в специальных хранилищах.

В настоящее время количество ОЯТ постоянно увеличивается и его регенерация - основная задача радиохимической технологии переработки отработавших ТВЭЛов. В процессе переработки проводится выделение урана и плутония и очистка их от радиоактивных продуктов деления, в том числе от нейтронопоглощающих нуклидов (нейтронных ядов), которые при повторном использовании делящихся материалов могут препятствовать развитию в реакторе цепной ядерной реакции.

Среди радиоактивных продуктов деления содержится большое количество ценных радионуклидов, которые можно использовать в области малой ядерной энергетики (радиоизотопные источники тепла для термогенераторов электроэнергии), а также для изготовления источников ионизирующего излучения. Применение находят трансурановые элементы, получающиеся в результате побочных реакций ядер урана с нейтронами. Радиохимическая технология переработки ОЯТ должна обеспечивать извлечение всех нуклидов, полезных с практической точки зрения или представляющих научный интерес(147 43).

Процесс химической переработки отработавшего топлива связан с решением проблемы изоляции от биосферы большого количества радионуклидов образующихся в результате деления ядер урана. Эта проблема - одна из наиболее серьезных и трудно решаемых проблем развития ядерной энергетики.

Первая стадия радиохимического производства включает подготовку топлива, т.е. в освобождение его от конструкционных деталей сборок и разрушение защитных оболочек ТВЭЛов. Следующая стадия связана с переводом ядерного топлива в ту фазу, из которой будет производиться химическая обработка: в раствор, в расплав, в газовую фазу. Перевод в раствор чаще всего производят растворением в азотной кислоте. При этом уран переходит в шестивалентное состояние и образует ион уранила, UO 2 2+ , а плутоний - частично в шести и в четырехвалентное состояние, PuO 2 2+ и Pu 4+ соответственно. Перевод в газовую фазу связан с образованием летучих галогенидов урана и плутония. После перевода ядерных материалов соответствующую фазу проводят ряд операций, непосредственно связанных с выделением и очисткой ценных компонентов и выдачей каждого из них в форме товарного продукта(рис.36).

Рис.36. Общая схема обращения урана и плутония в замкнутом цикле (156).

Переработка (репроцессинг) ОЯТ заключается в извлечении урана, накопленного плутония и фракций осколочных элементов. В 1 т ОЯТ на момент извлечения из реактора содержится 950-980 кг 235U и 238U, 5,5-9,6 кг Pu, а также небольшое количество α- излучателей (нептуний, америций, кюрий и др.), активность которых может достигать 26 тыс. Ки на 1 кг ОЯТ. Именно эти элементы в ходе замкнутого ЯТЦ необходимо выделить, сконцентрировать, очистить и перевести в необходимую химическую форму.

Технологический процесс переработки ОЯТ включает:

Механическую фрагментацию (рубку) ТВС и ТВЭЛов с целью вскрытия топливного материала;

Растворение;

Очистку растворов балластных примесей;

Экстракционное выделение и очистку урана, плутония и других товарных нуклидов;

Выделение диоксида плутония, диоксида нептуния, гексагидрата нитрата уранила и закиси-окиси урана;

Переработку растворов, содержащих другие радионуклиды, и их выделение.

В основе технологии выделения урана и плутония, их разделения и очистки от продуктов деления лежит процесс экстракции урана и плутония трибутилфосфатом. Он осуществляется на многоступенчатых экстракторах непрерывного действия. В результате уран и плутоний очищаются от продуктов деления в миллионы раз. Переработка ОЯТ связана с образованием небольшого объема твердых и газообразных РАО активностью около 0,22 Ки/год (предельно допустимый выброс 0,9 Ки/год) и большим количеством жидких радиоактивных отходов.

Все конструкционные материалы ТВЕЛов отличаются химической стойкостью, и растворение их представляет серьезную проблему. Кроме делящихся материалов, ТВЭЛы содержат различные накопители и покрытия, состоящие из нержавеющей стали, циркония, молибдена, кремния, графита, хрома и др. При растворении ядерного топлива эти вещества не растворяются в азотной кислоте и создают в полученном растворе большое количество взвесей и коллоидов.

Перечисленные особенности ТВЭЛов обусловили необходимость разработки новых методов вскрытия или растворения оболочек, а также осветления растворов ядерного топлива перед экстракционной переработкой.

Глубина выгорания топлива реакторов для получения плутония существенно отличается от глубины выгорания топлива энергетических реакторов. Поэтому на переработку поступает материалы с гораздо более высоким содержанием радиоактивных осколочных элементов и плутония на 1 т U. Это приводит к повышению требований к процессам очистки получаемых продуктов и к обеспечению ядерной безопасности в процессе переработки. Трудности возникают из-за необходимости переработки и захоронения большого количества жидких высокоактивных отходов.

Далее проводят выделение, разделение и очистку урана, плутония и нептуния тремя экстракционными циклами. В первом цикле осуществляют совместную очистку урана и плутония от основной массы продуктов деления, а затем проводят разделение урана и плутония. На втором и третьем циклах уран и плутоний подвергают дальнейшей раздельной очистке и концентрированию. Полученные продукты - уранилнитрат и нитрат плутония - помещают в буферные ёмкости до передачи их в конверсионные установки. В раствор нитрата плутония добавляют щавелевую кислоту, образующуюся суспензию оксалата фильтруют, осадок кальцинируют.

Порошкообразную окись плутония просеивают через сито и помещают в контейнеры. В таком виде плутоний хранят до того, как он поступит на завод по изготовлению новых ТВЭЛов.

Отделение материала оболочки ТВЭЛов от топливной оболочки - одна из наиболее сложных задач процесса регенерации ядерного топлива. Существующие методы можно разделить на две группы: методы вскрытия с разделением материалов оболочки и сердечника ТВЭЛов и методы вскрытия без отделения материалов оболочки от материала сердечника. Первая группа предусматривает снятие оболочки ТВЭЛов и удаление конструкционных материалов до растворения ядерного топлива. Водно-химические методы заключаются в растворении материалов оболочки в растворителях, не затрагивающих материалы сердечника.

Использование этих методов характерно для переработки ТВЭЛов из металлического урана в оболочках из алюминия или магния и его сплавов. Алюминий легко растворяется в едком натре или азотной кислоте, а магний - в разбавленных растворах серной кислоты при нагревании. После растворения оболочки сердечник растворяют в азотной кислоте.

Однако ТВЭЛы современных энергетических реакторов имеют оболочки из коррозионностойких, труднорастворимых материалов: циркония, сплавов циркония с оловом (циркалой) или с ниобием, нержавеющей стали. Селективное растворение этих материалов возможно только в сильно агрессивных средах. Цирконий растворяют в плавиковой кислоте, в смесях её со щавелевой или азотной кислотами или растворе NH4F. Оболочку из нержавеющей стали - в кипящей 4-6 М H 2 SO 4 . Основной недостаток химического способа снятия оболочек - образование большого количества сильно засолённых жидких радиоактивных отходов.

Чтобы уменьшить объем отходов от разрушения оболочек и получить эти отходы сразу в твёрдом состоянии, более пригодном для длительного хранения, разрабатывают процессы разрушения оболочек под воздействием неводных реагентов при повышенной температуре (пирохимические методы). Оболочку из циркония снимают безводным хлористым водородом в псевдоожиженном слое Аl 2 О 3 при 350-800 о С. Цирконий превращается при этом в летучий ZrC l4 и отделяется от материала сердечника сублимацией, а затем гидролизуется, образуя твердую двуокись циркония. Пирометаллургические методы основаны на прямом оплавлении оболочек или растворения их в расплавах других металлов. Эти методы используют различие в температурах плавления материалов оболочки и сердечника или различие их растворимости в других расплавленных металлах или солях.

Механические методы снятия оболочек включают несколько стадий. Сначала отрезают концевые детали тепловыделяющей сборки и разбирают ее на пучки ТВЭЛов и на отдельные ТВЭЛы. Затем механически снимают оболочки отдельно с каждого ТВЭЛа.

Вскрытие ТВЭЛов может проводиться без отделения материалов оболочки от материала сердечника.

При реализации водно-химических методов оболочку и сердечник растворяют в одном и том же растворителе с получением общего раствора. Совместное растворение целесообразно при переработке топлива с высоким содержанием ценных компонентов (235U и Pu) или когда на одном заводе перерабатывают разные виды ТВЭЛов, различающихся размером и конфигурацией. В случае пирохимических методов ТВЭЛ обрабатывают газообразными реагентами, которые разрушают не только оболочку, но и сердечник.

Удачной альтернативой методам вскрытия с одновременным удалением оболочки и методам совместного разрушения оболочки и сердечников оказался метод «рубка-выщелачивание». Метод пригоден для переработки ТВЭЛов в оболочках, нерастворимых в азотной кислоте. Сборки ТВЭЛов разрезают на мелкие куски, обнаружившийся сердечник ТВЭЛа становится доступным действию химических реагентов и растворяется в азотной кислоте. Нерастворившиеся оболочки отмывают от остатков задержавшегося в них раствора и удаляют в виде скрапа. Рубка ТВЭЛов имеет определенные преимущества. Образующиеся отходы - остатки оболочек - находятся в твердом состоянии, т.е. не происходит образования жидких радиоактивных отходов, как при химическом растворении оболочки; не происходит и значительных потерь ценных компонентов, как при механическом снятии оболочек, так как отрезки оболочек могут быть отмыты с большой степенью полноты; конструкция разделочных машин упрощается в сравнении с конструкцией машин для механического снятия оболочек. Недостаток метода рубки-выщелачивания - сложность оборудования для рубки ТВЭЛов и необходимость его дистанционного обслуживания. В настоящее время исследуют возможность замены механических способов рубки на электролитический и лазерный методы.

В отработанных ТВЭЛах энергетических реакторов высокой и средней глубины выгорания накапливается большое количество газообразных радиоактивных продуктов, которые представляют серьезную биологическую опасность: тритий, иод и криптон. В процессе растворения ядерного топлива они в основном выделяются и уходят с газовыми потоками, но частично остаются в растворе, а затем распределяются в большом количестве продуктов по всей цепочки переработки. Особенно опасен тритий, образующий тритированную воду НТО, которую затем трудно отделить от обычной воды Н2О. Поэтому на стадии подготовки топлива к растворению вводят дополнительные операции, позволяющие освободить топливо от основной массы радиоактивных газов, сосредоточив их в небольших объемах сбросных продуктов. Куски оксидного топлива подвергают окислительной обработке кислородом при температуре 450-470 о С. При перестройке структуры решетки топлива в связи с переходом UO 2 -U 3 O 8 происходит выделение газообразных продуктов деления - тритий,йод, благородных газов. Разрыхление топливного материала при выделении газообразных продуктов, а также при переходе диоксида урана в закись-окись способствует ускорению последующего растворения материалов в азотной кислоте.

Выбор метода переведения ядерного топлива в раствор зависит от химической формы топлива, способа предварительной подготовки топлива, необходимости обеспечения определенной производительности. Металлический уран растворяют в 8-11М HNO 3 , а диоксид урана - в 6-8М HNO 3 при температуре 80-100 о С.

Разрушение топливной композиции при растворении приводит к освобождению всех радиоактивных продуктов деления. При этом газообразные продукты деления попадают в систему сброса отходящих газов. Перед выбросом в атмосферу сбросные газы очищают.

Выделение и очистка целевых продуктов

Уран и плутоний, разделенные после первого цикла экстракции, подвергают дальнейшей очистке от продуктов деления, нептуния и друг от друга до уровня, отвечающего техническим условиям ЯТЦ и затем превращают в товарную форму.

Наилучших результатов по дальнейшей очистке урана достигают комбинированием разных методов, например экстракции и ионного обмена. Однако в промышленном масштабе экономичнее и технически проще использовать повторение циклов экстракции с одним и тем же растворителем - трибутилфосфатом.

Число циклов экстракции и глубина очистки урана определяются типом и выгоранием ядерного топлива, поступающего на переработку, и задачей отделения нептуния. Для удовлетворения технических условий по содержанию примесных α-излучателей в уране общий коэффициент очистки от нептуния должен быть ≥500. Уран после сорбционной очистки реэкстрагируют в водный раствор, который анализируют на чистоту, содержание урана и степень обогащения по 235U.

Завершающая стадия аффинажа урана предназначена для перевода его в оксиды урана - либо осаждением в виде перекиси уранила, оксалата уранила, уранилкарбоната аммония или ураната аммония с последующим их прокаливанием, либо прямым термическим разложением гексагидрата уранилнитрата.

Плутоний после отделения от основной массы урана подвергают дальнейшей очистке от продуктов деления, урана и других актиноидов до собственного фона по γ- и β-активности. В качестве конечного продукта на заводах стремятся получать диоксид плутония, а в дальнейшем в комплексе с химической переработкой осуществлять и производство ТВЭЛов, что позволяет избежать дорогостоящих перевозок плутония, требующих особых предосторожностей особенно при перевозке растворов нитрата плутония. Все стадии технологического процесса очистки и концентрирования плутония требуют особой надежности систем обеспечения ядерной безопасности, а также защиты персонала и предотвращения возможности загрязнения окружающей среды ввиду токсичности плутония и высокого уровня α-излучения. При разработке оборудования учитывают все факторы, которые могут вызвать возникновение критичности: массу делящегося материала, гомогенность, геометрию, отражение нейтронов, замедление и поглощение нейтронов, а также концентрацию делящегося вещества в данном процессе и др. Минимальная критическая масса водного раствора нитрата плутония равна 510 г (при наличии водяного отражателя). Ядерная безопасность при осуществлении операций в плутониевой ветви обеспечивается специальной геометрией аппаратов (их диаметр и объем) и ограничением концентрации плутония в растворе, которая постоянно контролируется в определенных точках непрерывного процесса.

Технология окончательной очистки и концентрирования плутония основывается на проведении последовательных циклов экстракции или ионного обмена и дополнительной аффинажной операции осаждения плутония с последующим термическим превращением его в двуокись.

Диоксид плутония поступает в установку кондиционирования, где её подвергают прокаливанию, дроблению, просеиванию, комплектованию партий и упаковке.

Для изготовления смешанного уран-плутониевого топлива целесообразен метод химического соосаждения урана и плутония, позволяющий достичь полной гомогенности топлива. Такой процесс не требует разделения урана и плутония при переработке отработавшего топлива. В этом случае смешанные растворы получают при частичном разделении урана и плутония вытеснительной реэкстракций. Таким способом можно получать (U, Pu)O2 для легководных ядерных реакторов на тепловых нейтронах с содержанием PuO2 3%, а также для реакторов на быстрых нейтронах с содержанием PuO2 20%.

Дискуссия о целесообразности регенерации отработавшего топлива носит не только научно-технический и экономический, но и политический характер, так как развертывание строительства заводов регенерации представляет потенциальную угрозу распространения ядерного оружия. Центральная проблема - обеспечение полной безопасности производства, т.е. обеспечение гарантий контролируемого использования плутония и экологической безопасности. Поэтому сейчас создаются эффективные системы контроля технологического процесса химической переработки ядерного топлива, обеспечивающие возможность определения количества делящихся материалов на любой стадии процесса. Обеспечению гарантий нераспространения ядерного оружия служат так же предложения так называемых альтернативных технологических процессов, например CIVEX-процесс, в котором плутоний ни на одной из стадий процесса не отделяется полностью от урана и продуктов деления, что значительно затрудняет возможность его использования во взрывных устройствах.

Civex - воспроизводство ядерного топлива без выделения плутония.

Для повышения экологичности переработки ОЯТ разрабатываются неводные технологические процессы, в основе которых лежат различия летучести компонентов перерабатываемой системы. Преимущества неводных процессов заключаются в их компактности, в отсутствии сильных разбавлений и образовании больших объемов жидких радиоактивных отходов, в меньшем влиянии процессов радиационного разложения. Образующиеся отходы находятся в твердой фазе и занимают значительно меньший объем.

В настоящее время прорабатывается вариант организации АЭС, при котором на станции строятся не одинаковые блоки (например, три однотипных блока на тепловых нейтронах), а разнотипные (например, два тепловых и один быстрый реактор). Сначала обогащенное по 235U топливо сжигается на тепловом реакторе (с образованием плутония), затем ОТЯ топливо перемещается в быстрый реактор, в котором за счет возникшего плутония перерабатывается 238U. После окончания цикла использования, ОЯТ подается на радиохимический завод, который расположен прямо на территории АЭС. Завод не занимается полной переработкой топлива - он ограничивается выделением из ОЯТ только урана и плутония (путем отгонки шестифтористых фторидовэтих элементов). Выделенные уран и плутоний поступают на изготовление нового смешанного топлива, а оставшееся ОЯТ идёт или на завод по выделению полезных радионуклидов, или на захоронение.

В настоящее время обращение с отработавшим ядерным топливом является лимитирующей стадией, то есть определяет перспективы развития атомной энергетики. Во всех странах с атомной энергетикой (кроме, пожалуй, Франции) накоплены колоссальные объемы ОЯТ, и нерешенность данной проблемы ставит под сомнение реализацию дальнейших планов развития атомных проектов.

Российской особенностью является обширная номенклатура накопленного топлива, что связано с историей развития атомной энергетики в нашей стране. Поэтому для решения проблемы ОЯТ необходимо развитие целого ряда уникальных технологий и создание комплекса объектов инфраструктуры.

Сложившаяся в России система обращения с ОЯТ включает хранение, транспортировку и переработку ОЯТ. Хранение осуществляется в приреакторных и пристанционных хранилищах атомных электростанций и исследовательских реакторов, в хранилищах бассейнового типа на двух комбинатах Госкорпорации «Росатом» – ФГУП «ГХК» и ФГУП «ПО «Маяк» – емкостью, соответственно, по 8600 т и 2500 т, а также на судах технологического обслуживания атомного ледокольного флота (ОЯТ транспортных реакторов) и береговых технических базах.

Сегодня на объектах Госкорпорации «Росатом» накоплено, в общей сложности, 22 тыс. т ОЯТ. Ежегодно из реакторов российских АЭС выгружается примерно 650 т отработавшего топлива, при этом перерабатывается не более 15% этого объема.

Для решения проблемы накопленного и вновь образующегося ОЯТ Госкорпорация «Росатом» создает систему обращения с отработавшим топливом, включающую нормативно-правовую, финансово-экономическую и инфраструктурную составляющие. Технологическая схема обращения с ОЯТ различных видов на период до 2030 года представлена на рисунке 1.

В настоящее время основным финансовым механизмом решения накопленных проблем в сфере обращения с ОЯТ, РАО и вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии является Федеральная целевая программа «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» (ФЦП ЯРБ). С 2015 года начнутся отчисления накоплений в фонд обращения с ОЯТ от юридических лиц-собственников отработавшего топлива (в основном – ОАО «Концерн Росэнергоатом»).

Среди крупных проектов по ОЯТ, реализация которых предусмотрена ФЦП ЯРБ, следует отметить:

строительство «сухого» хранилища ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000;
реконструкцию действующего «мокрого» хранилища на ГХК;
подготовку и обеспечение вывоза с АЭС накопленных объемов ОЯТ;
комплекс работ по обращению с ОЯТ реакторов типа АМБ (разделка ОТВС и переработка ОЯТ в ПО «Маяк»);
вывоз и переработку высокообогащенных блоков ДАВ-90, накопленных от работы промышленных реакторов;
создание опытно-демонстрационного центра по переработке ОЯТ на основе инновационных технологий;
вывоз на переработку на ФГУП «ПО «Маяк» ОЯТ исследовательских реакторов и т.д.

Радиохимическое производство в ПО «Маяк»

Сегодня в России действует единственное радиохимическое производство – комплекс РТ-1 ПО «Маяк», где перерабатывается отработавшее топливо реакторов ВВЭР-440, БН-600, исследовательских и транспортных установок. Технологической схемой является модифицированный ПУРЕКС-процесс. При этом РТ-1 – единственное в мире радиохимическое производство, выделяющее, помимо урана и плутония, еще и нептуний. Таким образом, в остеклованные высокоактивные отходы, предназначенные к дальнейшему захоронению, в России в настоящее время уже не поступают радионуклиды, вносящие наибольший суммарный вклад в долговременную радиотоксичность захораниваемых отходов. Помимо этого, на РТ-1 действует единственная в мире установка фракционирования высокоактивных отходов для выделения нуклидов для производства изотопной продукции. ФЦП ЯРБ предусматривает выполнение мероприятий по обеспечению экологической безопасности, поэтапному снижению и прекращению сбросов жидких радиоактивных отходов ФГУП «ПО «Маяк». К таким мероприятиям относятся следующие:

разработка стратегических решений по проблемам Теченского каскада водоемов;
консервация водоемов В-9 (Карачай) и В-17 (Старое болото);
создание системы общесплавной канализации с отводом очищенных вод в левобережный канал;
сооружение установок очистки вод спецканализации, средне- и низкоактивных РАО;
создание комплекса цементирования жидких и гетерогенных САО;
создание комплекса переработки ТРО и строительство приповерхностного хранилища твердых САО и НАО;
создание новой печи остекловывания и расширение хранилища остеклованных ВАО;
создание современной системы радиоэкологического мониторинга.

В ПО «Маяк» проводятся работы по модернизации технологических схем переработки ОЯТ для снижения объемов технологических отходов, а также обеспечения возможности приема и переработки всех типов отработавшего топлива, включая неперерабатывающееся в настоящее время. В среднесрочной перспективе здесь должна быть обеспечена переработка наиболее «проблемных» видов накопленного ОЯТ – АМБ, ЭГП (в случае принятия соответствующего решения), ДАВ, дефектных сборок РБМК и т.д.

Подготовка к переработке ОЯТ АМБ

Одной из наиболее острых проблем в области ядерной и радиационной безопасности является обращение с ОЯТ реакторов АМБ. Два реактора АМБ Белоярской АЭС были остановлены в 1989 году. ОЯТ выгружено из реакторов и в настоящее время хранится в бассейнах выдержки Белоярской АЭС и «мокром» хранилище ПО «Маяк».

Характерные особенности отработавших тепловыделяющих сборок АМБ – наличие около 40 типов топливных композиций и большие габаритные размеры (длина ОТВС около 13 м). Основной проблемой при хранении их на Белоярской АЭС является коррозия чехловых труб кассет и облицовки бассейнов выдержки.

В ФЦП ЯРБ предусмотрен комплекс работ по обращению с ОЯТ АМБ, предусматривающий его переработку в ПО «Маяк». В настоящее время выбраны и обоснованы технологии радиохимической переработки ОЯТ АМБ и технологические регламенты. В 2011 году проведена опытная переработка топлива АМ – аналога ОЯТ АМБ. Разработан проект отделения разделки и пеналирования (ОРП), проведен конкурс на капитальные работы по его созданию (разработка рабочей документации, строительные работы и изготовление оборудования ОРП). Одновременно на Белоярской АЭС проведены мероприятия по безопасному хранению ОЯТ АМБ: установка кассет К17у из углеродистой стали в нержавеющие чехлы, подготовка технических средств для оперативного поиска и устранения течи облицовки бассейнов выдержки, реконструкция вентиляционных систем, подготовка к герметизации смежных с бассейнами помещений. К 2015 году запланировано завершение разработки и проверки технологических решений по разделке кассет с ОТВС в ОРП и радиохимической переработке ОЯТ, монтаж оборудования, пусконаладочные работы и ввод в эксплуатацию отделения разделки и пеналирования в ПО «Маяк».

Начало разделки и переработки ОЯТ АМБ запланировано на 2016 год. К 2018 году должно быть переработано ОЯТ, хранящееся в бассейне-хранилище ПО «Маяк», в 2020 году планируется полностью освободить бассейны Белоярской АЭС от этого топлива, в 2023 году – завершить его переработку.

Варианты окончательного решения вопроса ОЯТ ЭГП

Единственный вид ОЯТ, для обращения с которым на настоящий момент завершающей стадии не принято решения – топливо реакторов ЭГП (Билибинская АЭС). Как и ОЯТ АМБ, оно также является длинномерным, состав топливной композиции близок к составу одной из модификаций топлива АМБ, поэтому данный вид ОЯТ можно переработать в ПО «Маяк» после начала работы ОРП, то есть после 2016 года. Однако очень большая удаленность Билибинской АЭС, отсутствие инфраструктуры извлечения и удаления ОЯТ с площадки станции и адекватной транспортной инфраструктуры в районе ее расположения обуславливают крайне высокие затраты на реализацию данного проекта. В то же время вечная мерзлота в районе расположения Билибинской АЭС создает для организации пункта окончательной изоляции РАО и ОЯТ благоприятные условия, такие как:

использование естественного теплофизического барьера;
отсутствие во вмещающей геологической среде воды в свободном состоянии, что препятствует миграции радионуклидов из хранилища в окружающую среду;
замедление окислительно-восстановительных реакций в вечномерзлых породах, что увеличивает время работоспособности инженерных барьеров.

В рамках ФЦП ЯРБ проработаны варианты вывоза ОЯТ с площадки Билибинской АЭС на переработку:

автотранспортом в морской порт Черский, далее морским транспортом в Мурманск, затем железнодорожным транспортом в ПО «Маяк»;
автотранспортом в аэропорт Кепервеем, далее воздушным транспортом в аэропорт «Емельяново», затем железнодорожным транспортом в ПО «Маяк».

Еще один вариант предусматривает сооружение в непосредственной близости от площадки Билибинской АЭС опытно-промышленного объекта подземной изоляции скважинного или штольневого типа («Безопасность ядерных технологий и окружающей среды», №2-2012, с. 133-139). Всесторонне обоснованный выбор в пользу одного из вариантов обращения с ОЯТ ЭГП должна принять в течение 2012 года рабочая группа, в которую входят представители Госкорпорации «Росатом», Чукотской администрации, организаций атомной отрасли – разработчиков транспортно-технологических схем обращения с ОЯТ ЭГП, экспертной организации Ростехнадзора (НТЦ ЯРБ).

Обращение с облученными блоками ДАВ

В настоящее время на Сибирском химическом и Горно-химическом комбинатах накоплен большой объем облученных блоков ДАВ-90, содержащих высокообогащенный уран. Они хранятся в бассейнах выдержки реакторных заводов с 1989 года. Ежегодные обследования состояния оболочек блоков ДАВ-90 показывают наличие коррозионных дефектов.

Госкорпорация «Росатом» приняла решение о вывозе блоков ДАВ-90 на переработку в ПО «Маяк». Разработана и изготовлена партия транспортно-упаковочных контейнеров, отвечающих всем современным требованиям безопасности, ведутся работы по подготовке и оснащению необходимым оборудованием узлов загрузки-выгрузки на СХК, ГХК и ПО «Маяк», по комплектации партий блоков ДАВ для транспортирования на переработку. В 2012 году должны быть проведены полномасштабные испытания транспортно-технологической схемы вывоза ДАВ-90 в ПО «Маяк», включая «горячие» испытания.

Удаление ОЯТ РБМК с площадок АЭС

Наибольший объем накопленного ОЯТ составляет топливо РБМК-1000, которое вплоть до 2011 года не вывозилось с АЭС. Для удаления основного объема накопленного ОЯТ РБМК-1000 с площадок станций предусматривается:

создание на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС комплексов по разделке ОТВС;
организация на АЭС буферных площадок «сухого» хранения ОЯТ в контейнерах двухцелевого назначения с последующим вывозом на ГХК;
строительство на ГХК «сухого» хранилища.

В апреле 2012 года состоялся вывоз первого эшелона ОЯТ РБМК на «сухое» хранение.

В настоящее время эксплуатация комплекса по разделке ОТВС на Ленинградской АЭС идет в штатном режиме.

Комплекс разделки отработавшего топлива предназначен для приемки ОТВС из пристанционного хранилища, разделения ОТВС на два пучка твэлов (ПТ), установки ПТ в ампулы, загрузки ампул в дистанционирующий чехол МБК и загрузки чехла в контейнер. Безопасность работы обеспечивает технология ампулирования отдельных пучков твэлов перед загрузкой в контейнер. Ампула имеет ядерно безопасную геометрию и является для ПТ защитной оболочкой, не позволяющей ОЯТ выйти из нее, как в процессе разделки ОТВС в камере, так и при длительном хранении. Конструкция ампулы, а также схема транспортирования и хранения ПТ в индивидуальной оболочке обеспечивают:

предотвращение просыпей ОЯТ при транспортных операциях в камере разделки ОТВС;
снижение тяжести последствий возможных аварийных падений, как самих ампул, так и чехла с ампулами с ПТ при работах в отделении разделки;
снижение тяжести последствий при возможных аварийных падениях контейнера при его транспортировке.

Дефектное ОЯТ РБМК, которое не может быть размещено на «сухое» хранение, в ближайшие годы будет перерабатываться в ПО «Маяк». В 2011 году реализован «пилотный» проект, продемонстрировавший возможность доставки и переработки ОЯТ РБМК по штатной технологии с получением товарной урановой продукции («Безопасность ядерных технологий и окружающей среды», №2-2012, с. 142-145).

Хранение ОЯТ на Горно-химическом комбинате

Создаваемое централизованное «сухое» хранилище ОЯТ на ГХК представляет собой сооружение камерного типа.

Проектные решения камерного хранилища предусматривают два контролируемых физических барьера:

герметичный (сварной) пенал (высотой 4 м для 30 ПТ топлива РБМК-1000 и высотой 5 м для трех ОТВС ВВЭР-1000);
узел хранения (труба), герметизируется сваркой.

Охлаждение узлов хранения обеспечивается естественной конвекцией: ОЯТ РУ РБМК-1000 – с поперечной, ОЯТ РУ ВВЭР-1000 – с продольной подачей воздуха.

В 2011 году состоялся ввод в эксплуатацию пускового комплекса для хранения ОТВС РБМК-1000 вместимостью 9200 т по UO 2 . В 2015 году будут запущены еще один модуль «сухого» хранилища для ОТВС РБМК-1000 на 15870 т UO 2 , а также «сухое» хранилище для ОТВС ВВЭР-1000 вместимостью 8600 т UO 2 .

В настоящее время ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 после трех лет выдержки в приреакторных бассейнах размещается в централизованном «мокром» хранилище ГХК, вместимость которого увеличена до 8600 т. Для дальнейшего увеличения емкости хранения ОЯТ ВВЭР-1000 предполагается создание контейнерного хранилища.

На Горно-химическом комбинате, помимо централизованных хранилищ ОЯТ, создается завод по фабрикации МОКС-топлива для быстрого реактора БН-800. Планируется строительство подземной лаборатории для исследований в области геологической изоляции высокоактивных и долгоживущих РАО, а также опытно-демонстрационного центра по отработке инновационных технологий переработки ОЯТ (в перспективе – крупного радиохимического перерабатывающего завода).

Опытно-демонстрационный центр

Создаваемый в настоящее время опытно-демонстрационный центр (ОДЦ) предназначен для отработки в промышленном масштабе новых подходов к переработке ОЯТ с минимизацией образования жидких радиоактивных отходов, эффективным отделением на головных операциях 3Н и 129I для исключения этих нуклидов из сбросных потоков, получением достоверных исходных данных для проектирования крупномасштабного перерабатывающего комплекса. Будут изучены возможности переработки ОЯТ в режиме «заказа потребителя», то есть с задаваемыми заказчиком номенклатурой и качеством продуктов регенерации.

В процессе разработки ОДЦ происходит воссоздание современной научно-технологической базы для развития радиохимической промышленности и повышения уровня компетенции проектных и конструкторских организаций. На создаваемом ОДЦ будут отрабатываться инновационные технологии, в первую очередь, основанные на водных методах переработки (упрощенный ПУРЕКС-процесс, переработка с использованием кристаллизационной очистки урана, экстракционное фракционирование высокоактивных отходов, другие водные процессы) а также неводный метод переработки – флюидная экстракция. Технологическая схема основной технологической линии ОДЦ обеспечит замкнутый по воде технологический цикл и уменьшение объемов РАО для захоронения. Разрабатываемый ОДЦ является многофункциональным и включает: «базовую» технологическую линию, обеспечивающую отработку технологии полного цикла переработки ОЯТ, с производительностью от 100 т ОЯТ в год; исследовательские камеры для отработки отдельных операций новых технологий переработки ОЯТ, с производительностью от 2 т до 5 т ОЯТ в год; аналитический комплекс; узел переработки нетехнологических отходов; хранилище U-Pu-Np продуктов; хранилище ВАО; хранилище САО.

Из около 1000 единиц разрабатываемого для ОДЦ нестандартного оборудования около четверти – абсолютно новое оборудование, не имеющее аналогов. Для новых типов оборудования проводятся работы по его отработке на полномасштабных макетах на специально созданных «холодных» стендах. В настоящее время разработан проект ОДЦ, разрабатывается рабочая документация, подготовлена площадка строительства, проводятся конкурсы, идут работы по созданию нестандартного оборудования и закупка стандартного оборудования. К 2015 году планируется создать пусковой комплекс ОДЦ со строительством всего здания и коммуникаций в полном объеме и оборудованием исследовательских камер для старта отработки технологий в 2016 году.

Перспективы переработки ОЯТ на ГХК

На основе выбранных и отработанных в промышленном масштабе экологически и экономически оптимизированных инновационных технологий к 2025 году планируется создать крупномасштабный перерабатывающий радиохимический завод. Это предприятие совместно с производством топлива для быстрых реакторов и объектом окончательной изоляции отходов переработки ОЯТ предоставит возможность решить проблему как накопленного топлива, так и ОЯТ, которое будет выгружаться из существующих и планируемых к созданию АЭС.

Как в опытно-демонстрационном центре, так и на крупномасштабном производстве на ГХК предполагается перерабатывать ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и большую часть ОТВС РБМК-1000. Продукты регенерации будут использоваться в ядерном топливном цикле, уран – в производстве топлива для реакторов на тепловых нейтронах, плутоний (совместно с нептунием) – для быстрых реакторов. При этом темпы переработки ОЯТ РБМК будут зависеть от востребованности продуктов регенерации (как урана, так и плутония) в ядерном топливном цикле.

Подходы, описанные выше, легли в основу «Программы создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на 2012-2020 годы и на период до 2030 года», утвержденную в ноябре 2011 года («Безопасность ядерных технологий и окружающей среды», №2-2012, с. 40-55).

Автор

Политика Госкорпорации «Росатом» в области обращения с отработавшим ядерным топливом, изложенная в отраслевой Концепции по обращению с ОЯТ (2008 год), основывается на базовом принципе – необходимости переработки ОЯТ для обеспечения экологически приемлемого обращения с продуктами деления и возврата в ядерный топливный цикл регенерированных ядерных материалов. Высший приоритет при обращении с ОЯТ отдается обеспечению ядерной и радиационной безопасности, физической защиты и сохранности ядерных материалов на всех стадиях обращения с топливом, невозложению чрезмерного бремени на будущие поколения. Стратегическими направлениями в этой области являются:

создание надежной системы контролируемого хранения ОЯТ;
развитие технологий переработки ОЯТ;
сбалансированное вовлечение продуктов регенерации в ядерный топливный цикл;
окончательная изоляция (захоронение) образующихся при переработке радиоактивных отходов.

Хранение облученного ядерного топлива - сложный процесс, требующий повышенных мер безопасности. На Горно-химическом комбинате в г. Железногорск (Красноярский край) действуют водоохлаждаемое и сухое хранилища ОЯТ. Комбинат развивает технологии переработки отработавшего топлива, что поможет Росатому двигаться в сторону замыкания ядерного топливного цикла.

Отходы или ценное сырье?

Судьба ОЯТ может складываться по-разному. В большинстве стран ядерное топливо, отработавшее положенный срок в реакторе АЭС, считают радиоактивными отходами и отправляют в могильники или вывозят за рубеж. Сторонники такого подхода (среди них, например, США, Канада, Финляндия) придерживаются мнения, что на планете достаточно запасов урановой руды, чтобы осваивать дорогостоящий, сложный и потенциально опасный процесс переработки ОЯТ. Россия и еще несколько ядерных держав (в том числе Франция, Англия, Индия) развивают технологии переработки облученного топлива и стремятся к тому, чтобы в перспективе полностью замкнуть топливный цикл.

Замкнутый цикл предполагает, что полученное из урановой руды и отработавшее в реакторе топливо будет снова и снова перерабатываться и использоваться на АЭС. В результате ядерная энергетика фактически превратиться в возобновляемый ресурс, снизится количество радиоактивных отходов, а человечество будет обеспечено относительно дешевой энергией на тысячи лет.

Привлекательность переработки ОЯТ объясняется малой глубиной выгорания ядерного топлива в ходе одной кампании: на наиболее распространенных водо-водяных реакторах (ВВЭР) она не превышает 3-5%, на устаревших канальных реакторах большой мощности (РБМК) - всего 2 %, и только на реакторах на быстрых нейтронах (БН) может достигать 20 %, но таких реакторов промышленного масштаба пока всего два в мире (оба в России, на Белоярской АЭС). Таким образом, ОЯТ представляет собой источник ценных компонентов, в том числе изотопов урана и плутония.

Путь ОЯТ: от реактора до места хранения

Напомним, что на АЭС ядерное топливо поступает в виде тепловыделяющих сборок (ТВС), состоящих из герметичных стержней (тепловыделяющих элементов - ТВЭЛов), наполненных таблетками гексафторида урана.

Тепловыделяющая сборка для ВВЭР состоит из 312 ТВЭЛов, закрепленных на шестигранном каркасе (фото ПАО «НЗХК»)

Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) атомных электростанций требует особого обращения. Находясь в реакторе, ТВЭЛы накапливают большое количество продуктов деления, и даже спустя годы после извлечения из активной зоны выделяют тепло: на воздухе стержни разогревается до нескольких сотен градусов. Поэтому по окончании топливной кампании облученные сборки помещают в пристанционные бассейны выдержки. Вода отводит избыточное тепло и защищает персонал АЭС от повышенного уровня радиации.

Спустя три-пять лет ТВС все еще выделяют тепло, но временное отсутствие охлаждения уже не опасно. Атомщики пользуются этим, чтобы вывезти ОЯТ с электростанции в специализированные хранилища. В России отработавшее топливо отправляют на ПО «Маяк» (Челябинская область) и Изотопно-химический завод Горно-химического комбината (Красноярский край). ГХК специализируется на хранении топлива реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000. На предприятии действуют «мокрое» (водоохлаждаемое) хранилище, построенное в 1985 году, и сухое, поэтапно запущенное в 2011-2015 гг.

«Для транспортировки ОЯТ ВВЭР по железной дороге топливные сборки помещают в ТУК (транспортный упаковочный комплект), сертифицированный по стандартам МАГАТЭ, - рассказывает Игорь Сеелев, директор Изотопно-химического завода ГХК. - Каждый ТУК вмещает 12 сборок. Такой контейнер из нержавеющей стали обеспечивает полную защиту персонала и населения от излучения. Целостность упаковки не нарушится даже в случае тяжелой железнодорожной аварии. Состав с ОЯТ сопровождает сотрудник нашего комбината и вооруженная охрана».

В пути ОЯТ успевает разогреться до 50-80 °С, поэтому прибывший на комбинат ТУК отправляют в узел расхолаживания, где к нему по трубопроводам подается вода со скоростью 1 см/мин - резко менять температуру топлива нельзя. Через 3-5 часов контейнер охлаждается до 30°С. Воду сливают, и переносят ТУК в бассейн глубиной 8 м - для перегрузки. Крышку контейнера открывают прямо под водой. И под водой же переносят каждый ТВС в 20-местный чехол для хранения. Конечно, никаких водолазов на ГХК нет, все операции выполняют с помощью особого крана. Этот же кран перемещает чехол со сборками в отсек хранения.

Освободившийся ТУК отправляют на дезактивацию, после которой его можно без дополнительных предосторожностей перевозить по железной дороге. В год ГХК выполняет более 20 рейсов на атомные станции, по несколько контейнеров в каждом эшелоне.

«Мокрое» хранилище

«Мокрое» хранилище можно было бы принять за гигантский школьный спортзал, если бы не металлические листы на полу. Если приглядеться, можно заметить, что желтые разделительные полосы - это узкие люки. Когда нужно поставить чехол в тот или иной отсек, кран движется по этим полосам как по направляющим, перемещая груз под водой.
Над сборками надежный барьер для излучения - двухметровый слой обессоленной воды. В зале хранилища нормальная радиационная обстановка. Гости даже могут пройтись по крышкам люков и заглянуть в них.

Хранилище спроектировано с учетом проектных и запроектных аварий, то есть устойчиво к невероятным по силе землетрясениям и другим малореальным происшествиям. Для безопасности бассейн хранилища разделен на 20 отсеков. В случае гипотетической течи каждый из этих бетонных модулей можно изолировать от остальных и перенести сборки в неповрежденный отсек. Продуманы пассивные средства поддержания уровня воды для надежного отвода тепла.

В 2011 году, еще до событий на Фукусиме, хранилище расширили и усилили меры безопасности. По итогам реконструкции в 2015 году было получено разрешение на эксплуатацию до 2045 года. Сегодня «мокрое» хранилище принимает тепловыделяющие сборки типа ВВЭР-1000 российского и зарубежного производства. Бассейны позволяют разместить более 15 тысяч ТВС. Вся информация о размещенном ОЯТ фиксируется в электронной базе данных.

Сухое хранилище

«Мы стремимся к тому, чтобы водоохлаждаемое хранилище было лишь промежуточным этапом перед сухим хранением или переработкой. В этом смысле стратегия ГХК и Росатома соответствует общемировому вектору развития, - поясняет Игорь Сеелев. - В 2011 году мы сдали в эксплуатацию первую очередь сухого хранилища ОЯТ РБМК-1000, а в декабре 2015 - завершили строительство всего комплекса. В том же 2015-м на ГХК было запущено производство МОКС-топлива из переработанного ОЯТ. В декабре 2016 года была выполнена первая перегрузка топлива ВВЭР-1000 из «мокрого» хранилища в сухое».

В зале хранения размещаются бетонные модули, а в них - герметичные пеналы с ОЯТ, заполненные азотно-гелиевой смесью. Охлаждает сборки наружный воздух, который самотеком поступает по воздуховодам. При этом не требуется принудительной вентиляции: воздух движется из-за определенного расположение каналов, а отвод тепла происходит за счет конвективного теплообмена. Принцип тот же, что у тяги в камине.

Хранить ОЯТ сухим способом значительно безопаснее и дешевле. В отличие от «мокрого» хранилища здесь нет расходов на водоснабжение и водоподготовку, не нужно организовывать циркуляцию воды. Объект не пострадает при потере электропитания, да и от персонала не требуется никаких действий, кроме собственно загрузки топлива. В этом смысле создание сухой технологии - огромный шаг вперед. Однако полностью отказаться от водоохлаждаемого хранилища нельзя. Из-за повышенного тепловыделения сборки ВВЭР-1000 должны находиться в воде первые 10-15 лет. Только после этого их можно перемещать в сухой зал или отправлять на переработку.
«Принцип организации сухого хранилища очень прост, - говорит Игорь Сеелев, - однако его никто не предложил раньше. Сейчас патент на технологию принадлежит группе российских ученых. И это подходящая тема для экспансии Росатома на международный рынок, потому что технологией сухого хранения интересуются во многих странах. К нам уже приезжали японцы, французы и американцы. Ведутся переговоры о том, чтобы на ГХК привозили ОЯТ с тех АЭС, которые российские атомщики строят за рубежом».

Запуск сухого хранилища был особенно важным для станций с реакторами РБМК. До его создания был риск остановки мощностей Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС из-за переполнения пристанционных хранилищ. Нынешней емкости сухого хранилища ГХК достаточно, чтобы разместить отработанные сборки РБМК всех российских станций. Благодаря меньшему тепловыделению, их сразу направляют в сухом хранилище, минуя «мокрое». Здесь ОЯТ могут находиться на протяжении 100 лет. Возможно, за это время будут созданы экономически привлекательные технологии для его переработки.

Переработка ОЯТ

Планируется, что строящийся в Железногорске Опытно-демонстрационный центр (ОДЦ) по переработке отработавшего ядерного топлива будет сдан к 2020 году. Первый пусковой комплекс по производству МОКС-топлива (смешанное оксидное уран-плутониевое) выпускает всего 10 сборок в год, поскольку технологии пока отрабатываются и совершенствуются. В будущем мощность завода существенно вырастет. Сегодня на переработку можно отправлять сборки из обоих хранилищ Изотопно-химического завода, но очевидно, что с экономической точки зрения выгоднее начинать с переработки ОЯТ, накопившегося в «мокром» хранилище. Планируется, что в дальнейшем помимо сборок ВВЭР-1000 предприятие сможет перерабатывать ТВС реакторов на быстрых нейтронах, ТВС высокообогащенного урана (ВОУ) и ТВС зарубежного дизайна. На производстве будут получать порошок закиси-окиси урана, смесь оксидов урана, плутония, актинидов и отверждённые продукты деления.

ОДЦ позиционируется как самый современный в мире радиохимический завод поколения 3+ (заводы французской компании Areva имеют поколение 2+). Главная особенность внедряемых на ГХК технологий - отсутствие жидких и меньшее количество твердых радиоактивных отходов при переработке ОЯТ.

МОКС-топливо поставляется на реакторы типа БН Белоярской АЭС. Также Росатом работает над созданием РЕМИКС-топлива, которое после 2030 года, возможно, будет использоваться на реакторах типа ВВЭР. В отличие от МОКС-топлива, где плутоний смешивается с обедненным ураном, РЕМИКС-топливо планируется изготавливать из смеси плутония с обогащенным ураном.

При условии, что в стране будет достаточное количество АЭС с разными типами реакторов, работающих на смешанном топливе, Росатому удастся приблизиться к замыканию ядерного топливного цикла.

Горно-химический комбинат , Федеральное государственное унитарное предприятие, Федеральная ядерная организация (ФГУП ФЯО «ГХК»), предприятие Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом», дивизион ЗСЖЦ. Расположено в ЗАТО Железногорск Красноярского края. ФГУП ФЯО «ГХК» является ключевым предприятием Росатома по созданию технологического комплекса замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на основе инновационных технологий нового поколения.

Первоначально ОЯТ подвергалось переработке исключительно с целью извлечения плутония при производстве ядерного оружия . В настоящее время наработка оружейного плутония практически прекращена. Впоследствии возникла необходимость в переработке топлива энергетических реакторов. Одна из целей переработки топлива энергетических реакторов - повторное использование в качестве энергетического реакторного топлива, в том числе в составе МОХ-топлива или для реализации закрытого топливного цикла (ЗЯТЦ). К 2025 году планируется создать крупномасштабный перерабатывающий радиохимический завод, который предоставит возможность решить проблему как накопленного топлива, так и ОЯТ, выгружаемого из существующих и планируемых к созданию АЭС. На Железногорском ГХК предполагается перерабатывать как в опытно-демонстрационном центре (ОДЦ), так и на крупномасштабном производстве ОЯТ водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-1000 и большую часть отходов реакторов канального типа РБМК-1000. Продукты регенерации будут использоваться в ядерном топливном цикле, уран – в производстве топлива для реакторов на тепловых нейтронах, плутоний (совместно с нептунием) – для реакторов на быстрых нейтронах, которые обладают нейтронно-физическими свойствами, обеспечивающими возможность эффективного замыкания ЯТЦ. При этом темпы переработки ОЯТ РБМК будут зависеть от востребованности продуктов регенерации (как урана, так и плутония) в ядерном топливном цикле. Подобные подходы легли в основу «Программы создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на 2011-2020 годы и на период до 2030 года», утверждённой в ноябре 2011 года.

В России первым предприятием, способным перерабатывать ОЯТ, считается Производственное Объединение «Маяк» , основанное в 1948 году . Другие крупные радиохимические заводы на территории России это Сибирский химический комбинат и Железногорский горно-химический комбинат . Крупные радиохимические производства действуют в Англии (завод Селлафилд ), во Франции (завод Cogema (англ.) русск. ) ; планируются производства в Японии (Rokkasho, 2010-е), Китае (Lanzhou, 2020), Красноярске-26 (РТ-2 , 2020-е) . США отказались от массовой переработки выгруженного из реакторов топлива и хранят его в специальных хранилищах .

Технологии

Ядерное топливо чаще всего представляет собой герметичный контейнер из сплава циркония или стали, часто именуемый тепловыделяющим элементом (ТВЭЛ). Уран в них имеет форму небольших таблеток из оксида или (гораздо реже) других термостойких соединений урана, например нитрида урана. При распаде урана образуется множество нестабильных изотопов других химических элементов, в том числе газообразных. Требования безопасности регламентируют герметичность ТВЭЛа весь срок службы, и все эти продукты распада остаются внутри ТВЭЛа. Помимо продуктов распада остаются значительные количества урана-238, небольшие количества невыгоревшего урана-235 и наработанный в реакторе плутоний.

Задача переработки - минимизировать радиационную опасность ОЯТ, безопасно утилизировать неиспользуемые компоненты, выделить полезные вещества и обеспечить их дальнейшее использование. Для этого чаще всего применяются химические методы разделения . Наиболее простыми методами являются переработка в растворах, однако эти методы дают наибольшее количество жидких радиоактивных отходов, поэтому такие методы были популярны только на заре ядерной эры. В настоящее время ищут методы с минимизацией количества отходов, предпочтительно твердых. Их проще утилизировать остекловыванием.

В основе всех современных технологических схем переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) лежат экстракционные процессы, чаще всего так называемый Пьюрекс-процесс (от англ. Pu U Recovery EXtraction ), который заключается в восстановительной реэкстракции плутония из совместного экстракта с ураном и продуктами деления. Конкретные схемы переработки отличаются набором применяемых реагентов, последовательностью отдельных технологических стадий, аппаратурным оформлением.

Плутоний, выделенный при переработке, может быть использован в виде топлива в смеси с оксидом урана . Для топлива после достаточно длительной кампании почти две трети плутония приходится на изотопы Pu-239 и Pu-241 и около трети на Pu-240 , из-за чего он не может быть использован для изготовления надежных и предсказуемых ядерных зарядов (240 изотоп является загрязнителем) .

Примечания

Безопасная опасность (рус.) . Вокруг света . vokrugsveta.ru (2003, июль). Проверено 4 декабря 2013.
А.В. Балихин. О состоянии и перспективах развития методов переработки отработавшего ядерного топлива. (рус.) // Комплексное использование минерального сырья. - 2018. - № 1 . - С. 71-87 . - ISSN 2224-5243 .
инфографика (flash) от Guardian
Reprocessing plants, world-wide // European Nuclear Society
Processing of Used Nuclear Fuel // World Nuclear Association, 2013: «World commercial reprocessing capacity»
Status and trends in spent fuel reprocessing // IAEA -TECDOC-1467, September 2005 page 52 Table I Past, current and planned reprocessing capacities in the world
США хотят перерабатывать ОЯТ , «Эксперт» №11 (505) (20 мар 2006). Проверено 4 декабря 2013. «.. в отличие от Франции, России и Германии, .. США.. предпочитали хоронить его неподалеку от своего игрового центра в Лас-Вегасе в штате Невада, где на сегодняшний день накопилось уже более 10 тысяч тонн облученного топлива».
Plutonium "burning" in LWRs (англ.) (недоступная ссылка) . - «Current reprocessed plutonium (fuel burn-up 35-40 MWd/kg HM) has a fissile content of some 65%, the rest is mainly Pu-240.». Проверено 5 декабря 2013. Архивировано 13 января 2012 года.
PERFORMANCE OF MOX FUEL FROM NONPROLIFERATION PROGRAMS (англ.) . - 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting Chengdu, China, Sept. 11-14, 2011.

Интересное видео прилетело от студии “Сибирский ГХК”. ГХК - это “Горно-Химический Комбинат” под Красноярском, когда-то бывший центром по наработке оружейного плутония, а теперь специализирующийся на хранении и переработке ОЯТ.

Напомню, переработка ОЯТ - это одна из трех главных технологий замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ): (1)трансмутации/сжигания в реакторе, (2)экстракции новых делящихся материалов в процессе переработки ОЯТ, и (3)фабрикация нового топлива для пункта #1 (как раз и получаем цикл). Кстати, если вам это совсем не понятно, советую прочесть мой , где я попытался объяснить это максимально подробно.

Так вот, в ГХК с 2009 года строится комплекс сооружений:

Два корпуса сухого централизованного хранилища ОЯТ РБМК. Это просто хранилище с пеналами ОЯТ РБМК, которые медленно остывают, и будут так делать еще десятилетия. Его задача разгрузить пристанционные хранилища РБМК, которые скоро начнут выводить из эксплуатации. Перерабатывать это ОЯТ не будут - в нем слишком мало остаточное содержание делящихся материалов. Два корпуса позволяют разместить 18000 тонн ОЯТ РБМК.

Один корпус сухого хранилища ОЯТ ВВЭР-1000 и комплекс перегрузки из мокрого хранилища ВВЭР-1000. Напомню, что при развитии ВВЭР-1000 сразу было решено строить централизованное, а не пристанционные хранилища ОЯТ, и оно было введено в 1985 году на ГХК. Там стоит 8000 тонн ОЯТ ВВЭР-1000, и хранилище близко к заполнению. Теперь сухое (более дешевое) хранилище дополнит первое

Опытно-демонстрационный центр по переработке ОЯТ ВВЭР-1000. Его производительность будет 250 тонн в год, что примерно равно годовой выгрузке всех ВВЭР-1000/1200 в 2020 году (сейчас меньше).

Именно это строительство и показано на видео

Озвучена цена в 75 +30-35 млрд рублей=110-115 млрд, что довольно интересно. Известно, что сухие хранилища ОЯТ РБМК обошлись в 40 миллиардов, если положить на сухое хранилище ОЯТ ВВЭР-1000 с узлом перегрузки еще 30, то получаем стоимость ОДЦ 40+ миллиардов рублей, что, конечно, недешево.

Опытно-демонстрационный центр по переработке ОЯТ ВВЭР-1000 интересен тем, что здесь будет использоваться технология без сбросов жидких радиоактивных отходов (основная их масса образуется при растворении оболочек твэлов - в французском Ла-Аг, эти ЖРО сбрасывают в океан, например), а количество твердых радиоактивных отходов (это продукты деления и активации конструкции) по объему составляет ¼ от объема занимаемого перерабатываемой ТВС в контейнере, т.е. нужно в итоге в 4 раза меньше объемов окончательного захоронения. Тут есть еще тонкости со временем хранения - которое для ТВС определяется минорными актиноидами и технецием-99 - если в ходе переработки ОЯТ их извлечь и трансмутировать в в специальном реакторе во что-то более короткоживущее, то мы получим вместо сотен тысяч лет хранения ОЯТ сотни лет хранения радиоактивного мусора, оставшегося после переработки - сокращение почти в тысячу раз.

Росэнергоатом очень заинтересован в строительстве этого комплекса - с 27 года на него лягут все расходы на хранение ОЯТ, и без сухих хранилищ и переработки концерну придется туго.

ОДЦ в ГХК так же поучаствует в замыкании ядерного топливого цикла - плутоний ОЯТ ВВЭР-1000, в объеме примерно 2,5 тонны в год будет поступать на изготовления свежего топлива для БН-800 (если разрыв по соглашению СУОП устоит) или БН-1200 (если его построят).

В принципе, дальний план концерна Росэнергоатом - построить 3-6 БН-1200, и все ОЯТ ВВЭР перерабатывать таким образом, получая топливо для БН, а ОЯТ БН-1200, в свою очередь перерабатывать в МОКС топливо для ВВЭР. В итоге получается, что нового ОЯТ на хранение не образуется, а кроме того экономится 15-20% природного урана. Для этого благолепия, правда, надо построить еще более крупный завод по переработке ОЯТ, скажем на 1000 тонн в год (именно столько сейчас у крупнейшего в мире завода Areva в Ла-Аг) - это тоже в планах, впрочем я тут упрощаю - вариантов развития очень много и технологических звеньев тоже заметно больше.

Более подробно планы Росатома можно увидеть на этих трех слайдах: