6.3. Обращение с облученным ядерным топливом.

Облученное ядерное топливо (ОЯТ) - это ядерное топливо, извлеченное из реактора после облучения в связи достижением установленного технологического предела по облучению или выгоранию.

В процессе нейтронного облучения в самой топливной композиции и в конструкционных элементах ТВС происходят изменения и усложнения химического состава в результате ядерных превращений одних элементов в другие. Поэтому в массе ОЯТ в разных количествах содержатся практически все элементы таблицы Менделеева, при этом многие из образовавшихся ядер радиоактивны.

ОЯТ всегда содержит три компонента: невыгоревший уран, продукты деления урана и трансурановые элементы. ОЯТ может различаться по степени выгорания урана, времени хранения, конструкторскому исполнению. Главное отличие ОЯТ от "свежего" топлива - большая радиоактивность, обусловленная накопленными продуктами деления. Любые операции с ОЯТ осуществляются только дистанционно, с использованием мощной защиты от проникающих ионизирующих излучений. Поэтому вопрос о способах обращения с ОЯТ и, в первую очередь, об экологической и экономической целесообразности, методах и сроках его переработки в каждом конкретном случае должен решаться с полным учетом всех его характеристик.

После удаления из реактора, отработанное ядерное топливо сохраняет радиоактивность и выделяет тепло вследствие продолжающегося распада продуктов деления урана. Поэтому в течение некоторого времени такое топливо выдерживают в бассейнах под водой для отвода теплоты и защиты от ионизирующего излучения. Хранение отработанного ядерного топлива первоначально осуществляется в бассейнах выдержки непосредственно в реакторном отделении АЭС. После 3-4-х лет выдержки остаточное энерговыделение снизится значительно, и после этого ОЯТ может быть перемещено в сухое хранилище или отправлено на переработку.

Проблема ОЯТ технически очень сложна и чувствительна относительно вопросов нераспространения ядерных материалов. Проблему ОЯТ изучают и страны, имеющие ядерные реакторы, и те, кто только собирается их построить. К ней прикован интерес общества и специалистов. Эффективное решение проблемы ОЯТ это путь к обеспечению устойчивого развития атомной энергетики.

ОЯТ является ценным продуктом, содержащий две основные полезные компоненты - невыгоревший уран и трансурановые элементы. Кроме того, среди продуктов деления содержатся радиоактивные изотопы, которые можно использовать в промышленности, медицине, в науке. Поэтому ОЯТ, является ценным сырьем для получения регенерируемых компонентов ядерного топлива и важнейших изотопов. Однако, с другой стороны, ОЯТ содержит потенциально опасные, радиоактивные вещества, появившиеся в результате облучения в реакторе АЭС и не имеющие достаточного применения. Можно сказать, что ОЯТ представляет собой неразделенную смесь полезных и ненужных пока продуктов. После выделения невыгоревшего урана и трансурановых элементов, включая плутоний, остаток ОЯТ превращается в радиационные отходы (РАО).

Уран, восстановленный после переработки ОЯТ (регенерированный уран), может быть возвращён в топливный цикл: он может использоваться напрямую, может быть дообогащён, а также может быть смешан с обогащённым или природным ураном, а также совместно с плутонием-239 может использоваться при изготовлении смешанного топлива, и снова возвращаться в ядерные реакторы виде топлива.

Из общего количества накопленного в мире ОЯТ (около 350 тыс. тонн) переработано не более трети. Около половины запасов регенерированного урана приходится на Францию. Для длительного хранения большая часть регенерата переводится в стабильную твёрдую форму оксидов урана UO₂ или U₃O₈. Следует отметить, что в регенерированном уране содержится относительно большое количество четных изотопов урана ²³²U и ²³⁶U, что весьма ухудшает потребительские свойства ядерного топлива. ТВС с регенератом требуют большего начального обогащения для компенсации прежде всего ²³⁶U. В Российской Федерации регенерированный уран постоянно используется в ТВС реакторов РБМК. Уран, получаемый в результате переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-440, смешивается с ураном, выделенным в ходе переработки ОЯТ исследовательских и транспортных реакторов. Получаемый регенерат урана с обогащением около 3% передаётся на заводы для фабрикации топливных сборок для реакторов РБМК. Кроме этого, в России по заказу европейских энергетических компаний выпускается топливо для LWR из дообогащенного до 5% регенерата.

Однако пока рынок для топлива из регенерата в мире не сформирован. Регенерированный уран относится к категории "вторичных источников" сырья. Существующие неопределённости в будущих потребностях в уране и в планах добывающих компаний по увеличению добычи природного урана привели к тому, что в мире нет значимых предложений, направленных на расширение использования регенерата в топливном цикле.

Можно выделить несколько сдерживающих факторов, ограничивающих рост объёмов возвращаемого в ЯТЦ регенерированного урана:

• не установлены единые стандарты на регенерат урана, в том числе, на его изотопный состав и химические формы;

• производительность заводов, вовлечённых в технологическую цепочку по регенерации урана, ограничена;

• технологические цепочки получения регенерата урана не адаптированы к потенциальным потребностям операторов АЭС;

• отсутствие долгосрочной стратегии у многих операторов АЭС по использованию регенерата.

Проблема переработки (утилизации) ОЯТ стоит перед всеми странами, эксплуатирующими ядерные энергетические объекты. Двойственная природа ОЯТ (сырье-отход) приводит к непрекращающимся дискуссиям в обществе и среди специалистов о правильности выбора того или иного способа обращения с отработавшим ядерным топливом. Пока что накопление, хранение и использование ОЯТ происходит в разных странах по различным стандартам, что, в определенном смысле, представляет собой потенциальную угрозу глобальной безопасности и на сегодняшний день не отвечает задачам ядерного нераспространения, поскольку из ОЯТ может быть выделен плутоний, пригодный для создания ядерного взрывного устройства.

   Различия в отношении к ОЯТ как товару приводит к разным вариантам подходов к ОЯТ. Вариант переработки ОЯТ на радиохимических заводах представляет замкнутый топливный цикл. Главным аргументом в пользу переработки является повторное вовлечение сырья в цикл, что приведет к резкому повышению эффективности использования природного урана и вовлечению в топливный цикл нового энергоносителя - плутония.

В отработанном ядерном топливе содержится примерно 1% плутония, который является весьма хорошим ядерным топливом, которое не нуждается в процессе обогащения. Изотопы Pu²³⁹ и Pu²⁴¹ хорошо делятся тепловыми нейтронами, поэтому «нечетный» плутоний и образуется, и одновременно «выгорает» в реакторах АЭС (рис.6.3).

Рис.6.3. Динамика накопление изотопов плутония в реакторе

В настоящее время переработка ОЯТ осуществляется только в 4-х странах: Великобритания, Франция, Россия и Япония. Ядерная энергетика Франции ежегодно нарабатывает около 1100 тонн ОЯТ. Большая его часть перерабатывается. Регенерированный уран и плутоний используется в реакторах PWR в форме МОХ-топлива.

Однако, по причине того, что в результате радиохимической переработки отработанного ядерного топлива образуется большой объем РАО, в большинстве стран, эксплуатирующих АЭС, ориентируются на долговременное (до 50 лет) хранение ОЯТ, что дает возможность подготовиться к окончательному захоронению, но не исключает возможности его химической переработки в дальнейшем.

Для уменьшения затрат в топливном цикле и объемов отработавшего топлива, операторами АЭС все больше используется топливо с повышенной степенью обогащения, обеспечивающее более высокую глубину выгорания и уменьшение количеств перегрузкок топлива. В то время как это позволяет уменьшить объем отработавшего топлива, более высокая глубина выгорания требует более длительных сроков хранения до переработки и захоронения. Кроме того, выжидательная стратегия, принятая многими странами в отношении отработавшего топлива, означает более длительные и более неопределенные сроки хранения. Поэтому сроки службы существующих хранилищ необходимо удлинять, и строить новые установки для долгосрочного хранения.

Существующие технологии хранения отработавшего топлива обеспечивают надлежащую охрану здоровья населения и защиту окружающей среды, но всегда имеются возможности для усовершенствований по мере технологического прогресса, накопления опыта и культуры ядерной. Это особенно важно в случае хранения отработавшего топлива при условии, что большие объемы отработавшего топлива будут храниться более длительное время, чем предполагалось первоначально.

К настоящему времени атомная отрасль во всем мире накопила 50 лет опыта эксплуатации хранилищ, основанного главным образом на системах мокрого хранения, которые представляют собой реализацию зрелой и эффективной технологии. За прошедшие 20 лет отрасль также разработала сухое хранение, которое, хотя оно и находится все еще в стадии разработки, может теперь также рассматриваться в качестве действующей технологии. Помимо разгрузки существующих бассейнов «мокрого» хранения, сухое хранение теперь в целом является предпочтительной технологией во всем мире при расширении емкостей хранения. Для обращения с ОЯТ, выгруженного из «мокрых» хранилищ, разработаны так называемые транспортно-упаковочные контейнеры (ТУК), в которых ОЯТ может транспортироваться и храниться в сухом виде в течение длительного срока. На рис.6.4 приведены схема и общий вид такого ТУКа, предназначенного для ОЯТ, выгруженного из АПЛ.

Рис.6.4. Контейнер для перевозки и хранения ОЯТ АПЛ.

В России проводятся реконструкции мокрых хранилищ как на площадках АЭС, так и на заводах по хранению и переработке топлива, которые расположены, в основном, на Урале и в Сибири. Наибольшие объемы ОЯТ накоплены на площадках АЭС с реакторами РБМК-1000. До недавнего времени это хранение осуществлялось только «мокрым» способом. На рис. 6.5 приведены первоначальная проектная схема хранения ОТВС в бассейне выдержки (БВ). На рис. 6.5 приведены схемы первоначального (проектного) и уплотненного хранения ОТВС на ЛАЭС. После реализации мероприятий по созданию дополнительных мест, фактическая вместимость бассейнов выдержки существенно возросла.

Рис. 6.5. Схемы хранения ОТВС РБМК-1000.

Для реализации безопасного сухого хранения ОЯТ созданы двухцелевые металлобетонные контейнеры (МБК), предназначенные, как для длительного (до 50 лет и более) хранения, так и для транспортировки ОЯТ реакторов РБМК-1000 к месту постоянного хранения. На рис. 6.6 представлена схема транспортного упаковочного комплекта на основе металло-бетонного контейнера (МБК) для хранения и транспортирования ОЯТ РБМК-1000 (ТУК-109).

Рис.6.6. Схема металлобетонного контейнера для транспортировки и хранения ОЯТ РБМК-1000.

МБК представляет собой цилиндрический корпус с толстыми армированными бетонными стенками, облицованными снаружи и внутри стальными оболочками. В контейнер МБК облученные ТВС РБМК-1000, предварительно разделанные на два пучка твэлов и размещенные в индивидуальных металлических ампулах, загружаются в чехол контейнера, вместимостью 114 ампул (половинок ТВС). МБК прошел комплекс заводских испытаний на прочность и испытания на аварийные условия транспортирования на специальном стенде. Например, МБК (масса 140 т) сбрасывали с высоты 9 м на жесткое недеформируемое основание и с высоты 1 м на металлический штырь, а также подвергали тепловому воздействию (пожар) при температуре до 800 ⁰С. На сухое хранение ОЯТ РБМК-1000 в контейнерах МБК будут направляться после 10 летней выдержки в бассейнах выдержки АЭС. Размещение контейнеров с ОЯТ на площадке ЛАЭС показано на рис.6.7.

Технологический цикл по разделке ОТВС на пакеты твэлов (ПТ) и загрузке ампул с ПТ в ТУК-109 включает в себя следующие фазы:

• разделка сборок на два пучка ТВЭЛ;

• установка пучков в ампулы;

• загрузка ампул в чехол;

• загрузка чехла в контейнер;

• перевод контейнера из камеры разделки в хранилище контейнеров;

• осушка, контроль герметичности, заполнение аргоном внутренней полости контейнера;

• уплотнение герметизирующего листа, контроль герметичности.

Рис. 6.7. Размещение контейнеров с ОЯТ на площадке ЛАЭС.

Для хранения и транспортирования ОЯТ серийных реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 отечественных и зарубежных АЭС после выдержки топлива в бассейнах АЭС разработан, изготовлен и успешно прошел соответствующие аттестационные испытания контейнер, корпус которого изготовлен из специального чугуна с шаровидным графитом ВЧ-40.

Литой корпус контейнера изготовляется сразу необходимой длины и совместно с днищем, что исключает необходимость проведения трудоемкой сварки корпуса из отдельных обечаек и приварки днища, а также операций по контролю состояния сварных швов. Контейнеры с чугунными корпусами могут быть использованы для хранения и транспортирования ОЯТ с большим остаточным тепловыделением. Разработанный контейнер из чугуна с шаровидным графитом сравним с контейнером CASTOR немецкой фирмы GNB, который используется для транспортировки и хранения ОЯТ в Германии, США, Швеции, Швейцарии и других странах.

В г. Железногорске Красноярского края введено в эксплуатацию камерное хранилище для сухого хранения ОЯТ реакторов РБМК-1000 вместимостью 24 000 т. «Сухое» хранилище предназначено для долговременного безопасного хранения отработанного ядерного топлива РБМК-1000 на срок более 50 лет и представляет собой технологический комплекс по приему, перегрузке, герметичной упаковке и хранению ОЯТ в специально оборудованном зале хранения. Гнезда хранения представляют собой металлические трубы особой конструкции. «Сухое» хранение обеспечивает значимые преимущества – в технологической цепочке отсутствует образование радиоактивных отходов, ОЯТ хранится в пеналах из нержавеющей стали, которые герметично завариваются и наполняются инертным газом, что обеспечивает полное отсутствие коррозии, остаточное тепловыделение ОЯТ снимается свободным током воздуха с поверхности пенала. Для хранения не требуется проведения технологических операций – ОЯТ, размещенное в гнездах хранения, полностью автономно, ядерно и радиационно безопасно. Сейсмически устойчивое здание выполнено из монолитного железобетона.

«Сухое» хранилище Горно-химического комбината – это уникальное сооружение,которое по своим масштабам, уровню безопасности и комплексу технических решений не имеет аналогов в мировой практике мощности «сухого» и «мокрого» хранения обеспечивают потребности атомной энергетики России по безопасному обращению ОЯТ на ближайшие 15 лет. За это время планируется построить и ввести в эксплуатацию опытно-демонстрационный центр – опытный завод по радиохимической переработке ОЯТ, который станет технологической основой нового полномасштабного завода по регенерации топлива РТ-2.

Планируется сооружение там же сухого хранилища для ОЯТ ВВЭР-1000 емкостью 9 000 т (после выдержки в воде 20 лет) и сроком эксплуатации 50 лет. ОЯТ при сухом хранении размещается в стальных цилиндрических канистрах внешним диаметром 630 мм с толщиной стенки 10 мм и заполненные азотом. Длина канистры для ОЯТ реакторов РБМК-1000 – 3 500 мм, для реакторов ВВЭР-1000 – 4 950 мм. Канистры будут установлены в два яруса в вертикальных трубах внешним диаметром 700 мм и толщиной стенки 10 мм. Трубы будут размещены в бетонной камере.

Методы переработки ОЯТ.

ОЯТ находится, в основном, на хранении, его переработка в России пока незначительна. Но начало его массовой переработки это дело времени, так как ОЯТ является ценным вторичным сырьем для получения компонентов ядерного топлива и целого ряда радиоактивных изотопов, используемых в медицине, сельском хозяйстве, промышленности. Вместе с тем, ОЯТ является и потенциально опасным продуктом деятельности ядерной энергетики: именно в нем сосредоточено до 98% общей радиоактивности материалов, вовлеченных в сферу человеческой деятельности.

Переработка ОЯТ с целью извлечения полезных компонентов для их последующего использования является высокой технологией, освоенной в промышленном масштабе только лишь в нескольких ведущих ядерных странах, в число которых входит и Россия.

ОЯТ содержится во множестве видов и конструкций ТВС и различается по степени выгорания, времени хранения, техническому состоянию. Именно поэтому вопрос о способах обращения с ОЯТ и, в первую очередь, об экологической и экономической целесообразности, методах и сроках его переработки в каждом конкретном случае должен решаться с полным учетом всех его характеристик.

В России переработка ОЯТ осуществляется на заводе РТ-1 комбината «Маяк» на Урале, где есть мощности по переработке 400 т ОЯТ в год. ОЯТ после выдержки в бассейнах АЭС в течение 3-5 лет доставляется для переработки в транспортных контейнерах на комбинат. Пока что на заводе РТ-1освоены технологии переработки ОЯТ транспортных реакторов, ВВЭР-440 и исследовательских реакторов. Второй российский завод по переработке топлива РТ-2 планируется построить для переработки ОЯТ ВВЭР-1000 и РБМК в г. Железногорске, где организовано сухое хранение ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000.

Экономическая эффективность переработки ОЯТ почти всегда – вопрос масштаба переработки. При существующих технологиях переработка ОЯТ становится рентабельной при минимальной мощности завода в 1000т в год. Такова производительность британского и французского предприятий. Российский завод РТ-2 планируется на 1500 т\год. Годовая выгрузка ОЯТ из типового энергоблока АЭС мощностью 1000 МВт составляет примерно 25 т/год. Значит, коммерческий завод должен обслуживать минимум сорок блоков.

Такие масштабы атомной энергетики на сегодня имеются лишь в трех странах – США, Франции и Японии (в России пока – примерно половинная мощность, но полная мощность реакторов российского производства, работающих в нашей стране и за рубежом как раз на нужном уровне). А всего в «ядерно-энергетическом клубе» сейчас около тридцати стран. Число их к середине века увеличится, возможно, до полусотни, но подавляющее большинство будет иметь АЭ скромных масштабов – в пределах десятка блоков. Так что лишь крупнейшие ядерные державы могут развивать переработку ОЯТ и содержать соответствующую инфраструктуру. Можно прогнозировать, что начиная с середины нынешнего века, регенерация ядерного топлива станет одной из крупнейших отраслей энергетики.

Этапы переработки ОЯТ: разделка ТВС (вскрытие); растворение облученного топлива в азотной кислоте; экстракционная переработка раствора (выделение U, Pu).

Переработка отработанного оксидного топлива начинается с разделки и растворения тепловыделяющих элементов в азотной кислоте. После этого производят химическое разделение урана и плутония. Pu и U могут быть возвращены к началу топливного цикла - уран на обогащение, а плутоний непосредственно на предприятия по изготовлению топлива. После переработки и обогащения восстановленный уран отправляется на предприятия по изготовлению свежего реакторного топлива.

Остающаяся жидкость после удаления Pu и U представляет собой высокоуровневые радиоактивные отходы (РАО), содержащие, в том числе, и некоторую часть топлива. Радиоактивность этих отходов высока, и они продолжают производить много теплоты. Для таких отходов необходимо организовывать контролируемое хранение.

Для переработки ОЯТ используются водные технологии, основной недостаток которых - достаточно большое количество радиоактивных отходов. В России регенерированный уран применяется для изготовления топлива реакторов типа РБМК и БН, полученный при этом плутоний переводится в форму диоксида и складируется. Для АЭС Западной Европы освоено производство смешанного уран-плутониевого топлива в виде смеси диоксидов урана и плутония (МОХ-топливо). В настоящее время доля МОХ-топлива на АЭС Западной Европы составляет 15% от всего потребляемого количества.