После завершения эксплуатации в активных зонах реакторов отработавшее ядерное топливо (в дальнейшем – ОЯТ) выгружается в приреактроные бассейны выдержки, где хранится в течение 4-5 лет с целью уменьшения остаточного энерговыделения.

Остаточное энерговыделение – процесс, обусловленный радиоактивным распадом продуктов деления.

После охлаждения в бассейнах выдержки ОЯТ загружается в специальные контейнеры, которые обеспечивают безопасность при его транспортировке, и отправляется в хранилище отработавшего топлива.

Современные наука и техника не позволяют сделать окончательные выводы о дальнейшем обращении с ОЯТ, поэтом в мировой практике применяется несколько подходов для решения вопросов обращения с ОЯТ.

1. Переработка. Существуют два вида переработки: местная или в других странах:

  • местная переработка – предусматривает переработку ОЯТ для добычи из него компонентов и веществ, использование которых экономически целесообразно (Великобритания, Индия, Россия, Франция, Япония);
  • переработка в других странах – предусматривает переработку ОЯТ с последующим возвратом высокоактивных отходов стране-владельцу ОЯТ (Болгария, Нидерланды, Швейцария);

2. Захоронение – предусматривает выдержку ОЯТ и его захоронение в глубоких геологических формациях (США, Финляндия, Швеция).

3. Отложенное решение – предусматривает долгосрочное хранение ОЯТ, что дает возможность принять решение о дальнейшем обращении с ОЯТ, принимая во внимание будущие технологи и экономические факторы. Путь отложенного решения избрали такие страны как Аргентина, Дания, Испания, Канада, Литва, Германия, Норвегия, Южная Корея, Польша, Словакия, Венгрия, Чехия, Хорватия;

Проектными решениями АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000, в Украине количество действующих реакторов указанного типа составляет 13, предусматривался вывоз ОЯТ в стационарное хранилище в Российской Федерации.

Однако, еще во времена СССР, стало очевидным, что из-за ограниченных возможностей этого хранилища, невозможности его расширить, а также отсутствия возможности построить в ближайшее время завод по переработке ядерного топлива, возникнут проблемы с поддержкой «жизнеспособности» АЭС.

По прогнозным оценкам, особенно напряженная ситуация с перспективой остановки блоков, должна была сложиться на Запорожской АЭС.

Принимая во внимание сложившуюся ситуацию, приказом Минэнерго СССР № 361 от 6 октября 1988 года был утвержден проект второй очереди Запорожской АЭС, в том числе и хранилища отработавшего ядерного топлива.

После того, как СССР прекратил свое существование, вывоз ОЯТ в 1993-1995 годах был прекращен. По результатам анализа динамики заполнения бассейнов выдержки Запорожская АЭС в 1993 году начала поиск альтернативных вариантов хранения ОЯТ.

Руководствуясь экономической составляющей проекта, возможностью производства комплектующих силами украинских производителей, минимизации реконструктивных работ на энергоблоках, возможностью использовать имеющееся транспортно- технологическое оборудование, был выбран проект американской Duke Engineering & Services (DE&S), который на то время уже получил лицензию надзорных органов США (NRC).

В 1996 году Запорожская АЭС начала реализацию проекта сухого хранения ОЯТ.

В основе проекта – технология сухого вентилированного контейнера хранения (в дальнейшем – ВКХ) отработавших тепловыделяющих сборок (в дальнейшем — ОТВС) в вертикальном положении. Метод сухого хранения практичен, поскольку при хранении ОТВС в бассейне выдержки на протяжении не менее 5 лет остаточное энерговыделение и радиоактивность значительно уменьшаются. Такое топливо можно безопасно хранить на площадке АЭС сухим способом в ВКХ-ВВЭР, которые обеспечивают эффективное снятие тепла с ОТВС и достаточную биологическую защиту от радиационного влияния на персонал АЭС, население и окружающую среду.

Введению сухого хранилища отработавшего ядерного топлива (СХОЯТ) в эксплуатацию предшествовал этап разработки и проведения экспертиз рабочего проекта, «Отчета по анализу безопасности СХОЯТ», «Отчета о влиянии СХОЯТ на окружающую среду, экологических экспертиз, проведения пусконаладочных работ на блоках №№ 1-6 Запорожской АЭС.

По результатам анализа пусконаладочных работ и анализа документации, предоставленной Запорожской АЭС для получения лицензии, 16 июля 2001 года ГП «НАЭК «Энергоатом» была выдана Лицензия на введение в опытно-промышленную эксплуатацию ядерной установки.

Площадка СХОЯТ ЗАЭС. Первые контейнеры

24 августа 2001 года на площадке СХОЯТ был установлен первый ВКХ-ВВЭР. С момента установки ВКХ-ВВЭР началась опытно-промышленная эксплуатация СХОЯТ. А 10 августа 2004 года Запорожской АЭС была получена Лицензия «На право осуществления деятельности на этапе жизненного цикла «эксплуатация ядерной установки «Запорожская АЭС», в том числе и СХОЯТ.

Система сухого хранения отработавшего ядерного топлива, которая используется на Запорожской АЭС, условно поделена на три зоны:

  • зона загрузки;
  • зона транспортировки;
  • зона хранения.

Предназначение зоны загрузки – безопасная загрузка ОТВС в корзину, выполнение транспортно-технологических операций по герметизации, дренированию, вакуумной сушки и заполнению многоместной герметичной корзины (МГК) гелием, а также загрузки МГК в вентилируемый бетонный контейнер. Зона загрузки находится непосредственно в реакторных отделениях энергоблоков.

Для работы с компонентами СХОЯТ на энергоблоках используется имеющееся транспортно-технологическое оборудование.

Зона транспортировки представляет собой сеть путей, по которым осуществляется доставка ВКХ-ВВЭР в зону хранения с помощью специально предназначенного для этого транспортером-контейнеровозом.

Зона хранения – предназначена для безопасного хранения ВКХ-ВВЭР в течение не менее чем 50 лет. К зоне хранения относится площадка хранения, образованная железобетонной плитой, предназначенной для установки ВКХ-ВВЭР. Зона хранения имеет самостоятельный контур физической защиты.

В целом комплекс сухого хранения ОЯТ рассчитан на 380 вентилируемых контейнеров хранения, которые могут вместить более 9000 ОТВС.

Зона загрузки

Зона хранения

На площадке хранения может быть принято ОЯТ за весь период эксплуатации Запорожской АЭС. При этом условия лицензии позволяют хранить ОЯТ только с энергоблоков Запорожской АЭС.

Зона транспортировки

Основными компонентами системы сухого хранения ОЯТ являются:

  • многоместная герметическая корзина (МГК);
  • перегрузочный контейнер (ПК);
  • вентилируемый бетонный контейнер (ВБК);
  • вентилируемый контейнер хранения (ВКХ-ВВЭР), который состоит из загруженной ОТВС в МГК, помещенной в ВБК.

С целью обеспечения безопасной эксплуатации комплекса сухого хранения ОЯТ ведется постоянный мониторинг состояния вентилируемых контейнеров хранения, оборудования, которое используется, построек и сооружений комплекса.

На всех этапах транспортно-технологических операций по передаче ОЯТ на хранение в СХОЯТ, а также при хранении на площадке СХОЯТ осуществляется регламентный радиационный контроль согласно требованиям нормативной и производственной документации.

Размещение ВКХ-ВВЭР на площадке СХОЯТ осуществляется согласно отдельным разрешениям регулирующего органа (Госатомрегулирования Украины). Место размещения каждого контейнера рассчитывалось исходя из условий минимизации мощности дозы на границе площадки, а при проведении строительно-монтажных работ – из условий минимизации влияния излучения на персонал стройки. После того, как в декабре 2005 года, было завершено строительство радиационно-защитного сооружения по периметру площадки, которое обеспечивает радиационную защиту персонала, населения и окружающей среды, расчет места размещения ВКХ-ВВЭР на площадке СХОЯТ не требуется.

Для информации:

Мощность дозы гамма-излучения в контрольных точках на расстоянии 50 метров от внешнего ограждения площадки составляет 0,11-0,12 мкЗв/ч (11-12 мкР/ч), что соответствует фоновым значениям.

Результаты радиационного контроля проб воды скважин, сточной воды, атмосферных осадков и атмосферного воздуха за весь период эксплуатации свидетельствуют о том, что содержание радионуклидов в районе площадки СХОЯТ, соответствует природному фону и уровню глобального загрязнения.

Радиационное состояние вокруг контейнеров, в целом, стабильное. Из-за разнообразия характеристик ОЯТ, загружаемого в контейнеры, суммарная мощность дозы гамма и нейтронного излучения от центра входных вентиляционных каналов колеблется в разных контейнерах от 13,4 до 155,9 мкЗв/ч. Мощность дозы нейтронного излучения от боковой поверхности ВКХ фиксируется на расстоянии не более 1 метра. Отсутствие радиоактивного загрязнения, инертных газов и аэрозолей подтверждает герметичность контейнеров.

В результате проведенного радиационного контроля на площадке хранения СХОЯТ установлено, что максимально допустимых значений не было достигнуто.

Анализ дозовых нагрузок, который осуществлялся после проведения робот по загрузке ВКХ-ВВЭР и эксплуатации их на площадке, показал, административно-технологические уровни внешнего (А-ТУ 15 мЗв/г) и внутреннего (А-ТУ 3700 Бк/г) не превышались.

Осмотр внешней поверхности ВКХ-ВВЭР при помощи визуального и измерительного контроля показал, что за весь период эксплуатации СХОЯТ недопустимые дефекты бетона на поверхности ВКХ-ВВЭР отсутствуют.

Факты закупорки входящих и исходящих отверстий вентиляционных каналов ВКХ-ВВЭР в течение всего периода эксплуатации СХОЯТ не наблюдались.

В системе СХОЯТ анализ состояния топлива, которое хранится в ВКХ-ВВЭР, осуществляется только по опосредованным параметрам – это разница температур воздуха из вентиляционных каналов ВКХ-ВВЭР и внешнего воздуха.

Анализ температурного контроля за весь период эксплуатации СХОЯТ продемонстрировал, что максимально достигнутая разница температур воздуха между выходом из вентиляционных каналов и окружающей средой 59 °С для ВКХ-ВВЭР №73, что ниже границы нормальной эксплуатации 61°С, обоснованной в ОАБ.

Что касается ОЯТ реакторов Ривненской, Хмельницкой и Южно-Украинской АЭС, то оно вывозится в Россию. Отработавшее топливо ВВЭР-1000 – на хранение, а ОЯТ реакторов ВВЭР-440 (энергоблоки №1,2 РАЭС) – на переработку.

Источники:

1. Государственный комитет ядерного регулирования Украины. Доклад о состоянии ядерной и радиационной безопасности в Украине в 2009 году;
2. http://www.npp.zp.ua.