У технологічному циклі АЕС одним їх важливих компонентів являється відпрацьоване ядерне паливо (ВЯП), яке утворюється в процесі виробництва енергії в ядерних реакторах. Термін використання ядерного палива в реакторах визначається величиною допустимої глибини вигорання ізотопів, що діляться. Після досягнення запланованої глибини вигорання ядерне паливо вивантажуються з реактора і вважається відпрацьованим, оскільки не може безпосередньо використовуватися для виробництва енергії.

Після завершення експлуатації в активних зонах реакторів відпрацьоване ядерне паливо вивантажується в приреакторні басейни витримки, де зберігається впродовж 4-5 років для зниження залишкового енерговиділення.

Залишкове енерговиділення – процес, обумовлений радіоактивним розпадом продуктів поділу.

Після охолодження в басейнах витримки ВЯП завантажується в спеціальні контейнери, що забезпечують безпеку при його транспортуванні, і направляється у сховище відпрацьованого палива.

Сучасний стан науки та техніки не дозволяє зробити остаточні висновки щодо подальшого поводження з ВЯП, тому у світовій практиці застосовується кілька підходів для вирішення зазначеного питання:

1. Переробка. Існують два види переробки: місцева чи в інших країнах:

  • місцева переробка – передбачає переробку ВЯП для видобутку із нього компонентів та речовин, використання яких економічно доцільне (Великобританія, Індія, Росія, Франція, Японія);
  • переробка в інших країнах – передбачає переробку ВЯП з поверненням високоактивних відходів до країни-власника ВЯП (Болгарія, Нідерланди, Швейцарія);

2. Захоронення – передбачає витримку ВЯП і його захоронення в глибоких геологічних формаціях (США, Фінляндія, Швеція).

3. Відкладене рішення – передбачає довгострокове зберігання ВЯП, що дає можливість прийняти рішення стосовно подальшого поводження з ВЯП, беручи до уваги майбутні технології та економічні чинники. Шлях відкладеного рішення обрали такі країни як Аргентина, Данія, Іспанія, Канада, Литва, Німеччина, Норвегія, Південна Корея, Польща, Словаччина, Угорщина, Чехія, Хорватія.

Проектними рішеннями АЕС з реактором типу ВВЕР-1000, в Україні кількість діючих реакторів зазначеного типу становить 13, передбачалося вивезення ВЯП до стаціонарного сховища у Російську Федерацію.

Проте, ще за часів СРСР, стало зрозумілим, що через обмежені можливості цього сховища, відсутність можливості його розширення, а також відсутність можливості будівництва у найближчий час заводу з переробки ядерного палива, виникнуть проблеми з підтримкою «життєздатності» АЕС.

Експлуатація ССВЯП на Запорізькій АЕС

За прогнозними оцінками, особливо напружена ситуація щодо перспективи зупинки блоків, мала скластися на Запорізькій АЕС.
Беручи до уваги ситуацію, що склалася, наказом Міненерго СРСР № 361 від 6 жовтня 1988 року було затверджено проект другої черги Запорізької АЕС, включаючи сховище відпрацьованого ядерного палива.

Після того, як СРСР припинив своє існування, вивезення ВЯП у 1993-1995 роках було припинене. За результатами аналізу динаміки заповнення басейнів витримки Запорізька АЕС у 1993 році розпочала пошук альтернативних варіантів зберігання ВЯП.

Керуючись економічною складовою проекту, можливістю виготовлення комплектуючих силами українських виробників, мінімізації реконструктивних робіт на енергоблоках, можливістю використання наявного транспортно-технологічного обладнання, було обрано проект американської компанії Duke Engineering & Services (DE&S), який на той час вже отримав ліцензію наглядових органів США (NRC).

У 1996 році Запорізька АЕС розпочала реалізацію проекту сухого зберігання ВЯП.

В основі проекту покладено технологію сухого вентильованого контейнера зберігання (надалі – ВКЗ) відпрацьованих тепловиділяючих збірок (надалі – ВТВЗ) у вертикальному положенні. Метод сухого зберігання практичний, оскільки при зберіганні ВТВЗ у басейні витримки впродовж не менш ніж 5 років залишкове енерговиділення та радіоактивність значно зменшуються. Таке паливо можна безпечно зберігати на майданчику АЕС в сухий спосіб у ВКЗ-ВВЕР, що забезпечують ефективне зняття тепла з ВТВЗ та достатній біологічний захист від радіаційного впливу на персонал АЕС, населення та довкілля.

Введенню сухого сховища відпрацьованого ядерного палива (ССВЯП) в експлуатацію передував етап розробки та проведення експертиз робочого проекту, «Звіту з аналізу безпеки ССВЯП», «Звіту про вплив ССВЯП на навколишнє середовище», екологічних експертиз, проведення пусконалагоджувальних робіт на блоках №№ 1-6 Запорізької АЕС.

За результатами аналізу пусконалагоджувальних робіт та аналізу документації, наданої Запорізькою АЕС для отримання ліцензії, 16 липня 2001 року ДП «НАЕК «Енергоатом» було видано Ліцензію на введення в дослідно-промислову експлуатації ядерної установки.

Майданчик ССВЯП ЗАЕС. Перші контейнери

24 серпня 2001 року на майданчику ССВЯП був встановлений перший ВКЗ-ВВЕР. З моменту установки ВКЗ-ВВЕР почалася дослідно-промислова експлуатація ССВЯП. А 10 серпня 2004 року Запорізькою АЕС було отримано Ліцензію «На право здійснення діяльності на етапі життєвого циклу «експлуатація ядерної установки «Запорізька АЕС», у тому числі й ССВЯП.

Сьогодні Запорізька АЕС – єдина діюча українська АЕС, що має на своєму майданчику СВЯП.

Система сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива, що використовується на Запорізькій АЕС умовно розділена на три зони:

  • зона завантаження;
  • зона транспортування;
  • зона зберігання.

Призначення зони завантаження – безпечне завантаження ВТВЗ до кошика, виконання транспортно-технологічних операцій з герметизації, дренування, вакуумної сушки та заповнення БГК гелієм, а також завантаження БГК до вентильованого бетонного контейнеру. Зона завантаження знаходиться безпосередньо в реакторних відділеннях енергоблоків.

Для роботи з компонентами ССВЯП на енергоблоках використовується наявне транспортно-технологічне обладнання.

Зона транспортування являє собою мережу шляхів, якими здійснюється доставка ВКЗ-ВВЕР до зони зберігання спеціально призначеним для цього транспортерем-контейнеровозом.

Зона зберігання – призначена для безпечного зберігання ВКЗ-ВВЕР впродовж не менш ніж 50 років. До зони зберігання входить майданчик зберігання, утворений залізобетонною плитою, призначеною для установки ВКЗ-ВВЕР. Зона зберігання має самостійний контур фізичного захисту.

Загалом комплекс сухого зберігання ВЯП розрахований на 380 вентильованих контейнерів зберігання, що можуть вмістити понад 9000 ВТВЗ.

Зона завантаження
Зона зберігання

До майданчику зберігання може бути прийняте ВЯП за весь період експлуатації Запорізької АЕС. При цьому умови ліцензії дозволяють зберігати ВЯП лише з енергоблоків Запорізької АЕС.

Зона транспортування

Основними компонентами системи сухого зберігання ВЯП є:

  • багатомісний герметичний кошик (БГК);
  • перевантажувальний контейнер (ПК);
  • вентильований бетонний контейнер (ВБК);
  • вентильований контейнер зберігання (ВКЗ-ВВЕР), який складається з завантаженої ВТВЗ в БГК, розташованої у ВБК.

З метою забезпечення безпечної експлуатації комплексу сухого зберігання ВЯП здійснюється постійний моніторинг стану вентильованих контейнерів зберігання, обладнання, що використовується, будівель та споруджень комплексу.

На всіх етапах транспортно-технологічних операцій з передачі ВЯП на зберігання до ССВЯП, а також при зберіганні на майданчику ССВЯП здійснюється регламентний радіаційний контроль відповідно до вимог нормативної та виробничої документації.

Розташування ВКЗ-ВВЕР на майданчику ССВЯП здійснюється за окремими дозволами регулюючого органу (Держатомрегулювання України). Місце розташування кожного контейнера розраховувалося виходячи з умов мінімізації потужності дози на межах майданчику, а при проведенні будівельно-мантажних робіт – з умов мінімізації впливу випромінювання на будівничий персонал. Після того, як у грудні 2005 року було завершене будівництво радіаційно-захисної споруди за периметром майданчику, яка забезпечує радіаційний захист персоналу, населення та довкілля, розрахунок місця розташування ВКЗ-ВВЕР на майданчику ССВЯП не вимагається.

Перша черга ССВЯП місткістю 100 ВКЗ була введена в експлуатацію у 2001 році, а друга, місткістю 280 ВКЗ – наприкінці 2011 року.

Для інформації:

Потужність дози гамма-випромінювання в контрольних точках на відстані 50 метрів від зовнішньої огорожі майданчика становить 0,11-0,12 мкЗв/г (11-12 мкР/г), що відповідає фоновим значенням.

Результати радіаційного контролю проб води свердловин, стічної води, атмосферних опадів і атмосферного повітря за весь період експлуатації свідчать, що вміст радіонуклідів у районі розташування майданчика ССВЯП, відповідає природному фону та рівневі глобального забруднення.

Радіаційний стан навколо контейнерів, в цілому, стабільний. Через різноманітність характеристик ВЯП, що завантажується до контейнерів, сумарна потужність дози гамма та нейтронного випромінювання від центру вхідних вентиляційних каналів коливається у різних контейнерів від 13,4 до 155,9 мкЗв/г. Потужність дози нейтронного випромінювання від бокової поверхні ВКЗ фіксується на відстані не більше 1 метра. Відсутність радіоактивного забруднення, інертних газів та аерозолів підтверджує герметичність контейнерів.

В результаті здійсненого радіаційного контролю на майданчику зберігання ССВЯП встановлено, що максимально допустимих значень не було досягнуто.

Аналіз дозових навантажень, що здійснювався після проведення робіт з завантаження ВКЗ-ВВЕР та експлуатації їх на майданчику, показав, що адміністративно-технологічні рівні зовнішнього (А-ТУ 15 мЗв/рік) та внутрішнього опромінення (А-ТУ 3700 Бк/рік) не превищувалися.

Огляд зовнішньої поверхні ВКЗ-ВВЕР за допомогою візуального та вимірювального контролю засвідчив, що за весь період експлуатації ССВЯП неприпустимі дефекти бетону на поверхні ВКЗ-ВВЕР відсутні.

Факти закупорки вхідних і вихідних отворів вентиляційних каналів ВКЗ-ВВЕР впродовж всього періоду експлуатації ССВЯП не спостерігалися.

В системі ССЯВП аналіз стану палива, що зберігається у ВКЗ-ВВЕР, здійснюється лише за опосередкованими параметрами – це різниця температур повітря на виході з вентиляційних каналів ВКЗ-ВВЕР та температурою навколишнього повітря.

Аналіз температурного контролю за весь період експлуатації ССВЯП продемонстрував, що максимально досягнута різниця температур повітря між виходом з вентиляційних каналів та навколишньою середою склала 59 °С для ВКЗ-ВВЕР №73, що нижче межі нормальної експлуатації 61°С, обґрунтованої у ЗАБ.

Щодо ВЯП реакторів Рівненської, Хмельницької та Южно-Української АЕС, то воно вивозиться до Росії. Відпрацьоване паливо реакторів ВВЕР-1000 – на зберігання, а ВЯП реакторів ВВЕР-440 (енергоблоки №1,2 РАЕС) – на переробку.

Джерела:

1. Матеріали Держатомрегулювання
2. Запорізька АЕС