Хранение оят при мокром способе

Как хранят отработавшее ядерное топливо, а, главное, зачем?

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.

Перегрузка ОЯТ под водой

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.

Длина «мокрого» хранилища — 240 м, а ширина — 36 м

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.

Источник

О современном методе хранения отработавшего ядерного топлива

В этой статье я попытаюсь ознакомить читателя с лидирующей, на данный момент, технологией хранения отработавшего ядерного топлива – так называемым, «сухим» хранением. Ну и конечно доказать, почему хранение ОЯТ это не «свалка отходов» и не «ядерный могильник».

Пролог

На данный момент в мире ядерной энергетики сложилась ситуация, которую вряд ли ожидали увидеть ещё 30-40 лет тому назад.

Создатели «мирного атома» верили не только в получение большого количества тепла при использовании достаточного малого количества топлива, но также «изюминкой» считалась возможность наработки этого самого топлива в реакторах-бридерах, либо же выделение полезных продуктов деления из отработавшего ядерного топлива для дальнейшего повторного вовлечения их в ядерный топливный цикл. Не зря, первое в мире электричество (не путайте с Первой АЭС, которая была подключена к энергосети) было получено как раз с помощью реактора на быстрых нейтронах, такого, который может не только генерировать электричество, но и топливо для последующих загрузок.

Первое электричество, подходящее по параметрам для использования, было получено 20 декабря 1951 года. Реактор EBR-1 запитал 4 лампочки по 200 Ватт.

Но, к сожалению, на деле не все было так радужно, как в теории. Наш EBR-1 столкнулся с некоторыми проблемами, а развитие атомной промышленности в основном ушло от тематики быстрых реакторов, дав дорогу реакторам на тепловых нейтронах.

Переработку ОЯТ с целью извлечения полезных продуктов деления и снижения остаточной активности также постигла трудная участь.

С экономической точки зрения переработка выгодна только в больших объёмах, а также из-за сложности технологического процесса и вопросов контроля ядерного материала, её смогли в итоге позволить лишь немногие страны.

Всего выходит 2940 т/год, и это при том, что выгружается из всех действующих реакторов около 10000 т/год.

Учитывая постоянно увеличивающиеся объемы накопления отработавшего топлива, во многих (почти во всех) странах, использующих ядерную энергию, быстро возник вопрос о способе обращения и утилизации отработавшего ядерного топлива.

Как видно, количество ОЯТ, которое подлежит временному хранению, постоянно растёт (МАГАТЭ).

На данный момент, все страны, использующие ядерную энергию, условно разделились на три лагеря:

1. Страны, полностью либо частично перерабатывающие ОЯТ с целью использования продуктов деления для изготовления MOX-топлива.
2. Страны, заявившие о желании окончательно захоронить своё ОЯТ, и активно занимающиеся разработкой проектов по окончательному захоронению.
3. Страны, отложившие окончательное решение вопроса по обращению ОЯТ на потом («wait and see» позиция).

И последних стран, конечно же, абсолютное множество. Проблемы, связанные с хранением ОЯТ с каждым годом становятся всё глобальнее. Даже если страна отказывается от дальнейших планов по развитию атомной отрасли, то вопрос по обеспечению безопасного обращения с ОЯТ будет актуален как минимум несколько десятилетий.

Немного истории

Изначально превалирующее большинство хранилищ отработавшего топлива, были так называемого «мокрого» типа. Но учитывая их недостатки, а также прогресс инженерной мысли, постепенно, начиная с 80-х годов прошлого века, начали появляться именно «сухие» хранилища.

Они обладают весомыми преимуществами, которые и послужили толчком к развитию всей технологии:

• возможность строительства очередями и более низкие начальные инвестиции в сооружение;
• пассивная система отвода остаточных тепловыделений от ОТВС;
• незначительное образование РАО при эксплуатации хранилища, почти полное отсутствие образования жидких РАО;
• низкие эксплуатационные затраты (намного ниже, чем затраты при хранении ОТВС в бассейнах).

Что же такое «сухое» хранилище ОЯТ?

Принципиально можно выделить следующие типы технологий сухого хранения ОЯТ: технологию контейнерного хранения и технологию модульного хранения. Остановлюсь я именно на контейнерном хранении.

История контейнерных хранилищ, пожалуй, начинается в 1986 году, когда ядерный регулятор США выдал лицензию на эксплуатацию сухого контейнерного хранилища ОЯТ на площадке АЭС Сарри в штате Вирджиния.

Общий принцип контейнерного хранения ОЯТ заключается в том, что наше отработавшее топливо хранится в герметичных металлических корзинах, заполненных инертным газом, обычно гелием, а сами корзины располагаются в корпусе защитного контейнера. Прочная конструкция корпуса контейнера служит в качестве радиационной защиты, а также предотвращает повреждение металлической корзины. Контейнер может быть как бетонный, так и металлический. Теплоотвод осуществляется за счет естественной конвекции окружающего воздуха.

Операции сначала производятся на площадке АЭС, а после контейнер с топливом (количество ТВС зависит от типа реактора и конструкции контейнера) отправляется на площадку хранения.

Транспортирование осуществляется либо вертикальным транспортером (если хранилище пристанционное), либо автотранспортом или специальным поездом, путешествуя по железным дорогам общего пользования.

Производится загрузка корзины отработавшими тепловыделяющими сборками, далее осуществляется заварка, осушка и заполнение корзины гелием и её перегрузка в бетонный контейнер.

В настоящее время принято различать контейнеры одноцелевого назначения (single-purpose system), двухцелевые контейнеры (dual-purpose system) и контейнеры многоцелевого назначения (multi-purpose system). Разница состоит в количестве операции, для которых может быть использован данный контейнер: хранение, транспортировка, долгосрочное захоронение.

Общий вид металлического контейнера для хранения ОЯТ представлю на примере контейнера для ОТВС ВВЭР 1000.

1. Та самая корзина, предназначенная для загрузки в нее ОТВС (видно шестигранные чехлы, в которые помещаются ОТВС).
2. Каналы для установки нейтронного поглотителя (стальные или алюминиевые стержни легированные бором). Устанавливаются для того, чтобы система была подкритична, то есть отсутствовала возможность возникновения цепной реакции деления.
3. Цапфы для транспортных операций с контейнером.
4. Толстостенная металлическая оболочка. Обеспечивает физическую и радиационную безопасность.
5. Крышки, закрывающие канистру (1 крышка) и внешний металлический контейнер (2 крышки), для обеспечения как можно лучшей радиационной обстановки вблизи контейнера. Так же комплектуются отверствиями для установки гелиевых клапанов, для заполнения корзины гелием, который обеспечивает теплоотвод и инертность среды в корзине.

На контейнеры с ОЯТ, устанавливаются датчики температурного контроля, а сами контейнеры устанавливаются на штатное место на площадке хранения.

Как видите, даже шаг между контейнерами установлен специально. Делается это для обеспечения ядерной и радиационной безопасности персонала.

Площадки бывают пристанционные, и находящиеся отдельно от площадок АЭС. Топливо туда доставляется в специальных транспортных контейнерах.

Так и стоит наше топливо, в течении нескольких десятков лет (от 50 до 100), ожидая своей участи (будет ли это переработка или захоронение – каждая страна решит сама для себя).

Обеспечение безопасности

Хранилище ОЯТ, согласно стандартам МАГАТЭ, является ядерной установкой. Соответственно, требования к безопасности почти такие же, как и к безопасности АЭС.

При проектировании контейнеров выполняются расчеты на прочность для аварийных ситуаций (падение транспортного контейнера с высоты 9 м.), расчеты тепловых режимов для нормальной эксплуатации и аварий. Конечно же, большое внимание уделяется нейтронно-физическим расчетам для обеспечения подкритичности и расчетам биологической защиты.

Падение контейнера с высоты 9 метров (всего лишь тест).

С развитием инженерных расчётных программ объёмы всевозможных анализов безопасности постоянно увеличиваются. Отдельным пунктом выступают лабораторные испытания и натурные тесты.

Моделирование падения Boeing 767 на группу контейнеров.

На данном этапе ведутся исследования по определению характеристик топлива при долгосрочном хранении для обоснования ресурса контейнеров более чем на 100 лет. Проектируются контейнеры с использованием материалов и геометрии для возможности выгружать ОТВС с меньшем временем выдержки в приреакторном бассейне либо для MOX-топлива. Транспортные контейнеры проектируются для железной дороги, автотранспорта и даже самолётов.

В итоге, можно заметить, что контейнерное хранилище ОЯТ, это сложный с инженерной точки зрения проект, а сами контейнеры, являются плодом долгих лет работы инженеров. Обеспечение безопасности является основной задачей при обращении с отработавшим топливом. Следовательно, современные системы хранения и обращения с ОЯТ никак не могут быть сравнимы с обычными бочками.

Источник