Atomic-Energy.ru

Обращение с облученным ядерным топливом в Российской Федерации

25 мая 2012

В основу политики Российской Федерации в области обращения с ОЯТ положен принцип его переработки для обеспечения экологически приемлемого обращения с продуктами деления и возврата в ядерный топливный цикл регенерированных ядерных материалов.

В настоящее время стратегическими направлениями в области обращения с ОЯТ являются: создание надежной системы его долговременного контролируемого хранения; развитие технологий переработки; сбалансированное вовлечение продуктов регенерации в ядерный топливный цикл; создание промышленной инфраструктуры окончательной изоляции (захоронения) образующихся при переработке радиоактивных отходов.

В основу технической политики Советского Союза в сфере обращения с ОЯТ была положена концепция его радиохимической переработки для обеспечения возврата в ядерный топливный цикл регенерированных ядерных материалов. Указанный подход был обусловлен значительным заделом в научно-технологических наработках советской науки в промышленной радиохимии и планами интенсивного развития атомной энергетики сначала на тепловых, а в дальнейшем – на быстрых реакторах. Эти планы были полностью забыты после чернобыльской аварии.

В то же время основной целевой продукт радиохимической технологии – изотопы плутония – до настоящего времени не удалось на промышленной основе вовлечь в российский ядерный топливный цикл. Из других стран мира только Франция смогла организовать крупномасштабное использование плутония в коммерческих ядерных реакторах типа PWR, когда серьезным ударом по стратегии развития технологии реакторов на быстрых нейтронах (РБН) стали неудачи с эксплуатацией реактора Super-Phenix мощностью 1300 МВт электроэнергии и было принято решение о выводе его из ­эксплуатации.

Наличие на рынке больших запасов урана, включая его поставки по программе ВОУ-НОУ, в 1990-х годах стабилизировало урановые цены на очень низком уровне и стало еще одним фактором экономической «непривлекательности» плутония. В этих условиях все большее число стран в своих национальных программах склоняются к принципу отложенного решения, размещая ОЯТ на длительное хранение.

«Атомный ренессанс» стал движущей силой нового витка интереса к атомной энергетике с РБН, обеспечивающей практическую неисчерпаемость топливных ресурсов в ЯТЦ с расширенным воспроизводством плутония в быстрых реакторах. Первыми странами, обозначившими свой интерес к технологии РБН и замкнутому ядерному топливному циклу, стали Индия и Китай, страдающие от дефицита собственных урановых ресурсов. Франция заявила о планах замещения тепловых реакторов быстрыми, начиная с 2040 года. Российская Федерация в рамках Федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года», утвержденной Постановлением Правительства Российской Федерации от 03.02.2010 №50, планирует создание реакторов на быстрых нейтронах – потребителей плутония, а также развертывание производства уранплутониевого оксидного топлива.

В этих условиях накопленный задел в сфере промышленной переработки ОЯТ может стать ключевым фактором не только для коммерческого использования РБН, но и для решения накопленных проблем коммерческих тепловых реакторов, в частности, «ядерного наследия», основным компонентом которого является отработавшее ядерное топливо.

Сегодня в мире накоплено более 200 тыс. т ОЯТ атомных электростанций, в том числе в России – около 19 тыс. т.

Действующая концепция ГК «Росатом» по обращению с ОЯТ АЭС

В Российской Федерации ежегодно на АЭС ОАО «Концерн Росэнергоатом» образуется до 700 т ОЯТ. Сложившаяся система обращения с ОЯТ включает в себя хранение, транспортировку и переработку. При этом:

  • ОТВС реакторов ВВЭР-440 и БН-600 после выдержки в приреакторных бассейнах АЭС направляются на ПО «Маяк», где эксплуатируется единственный на сегодняшний день в России завод по переработке ОЯТ АЭС – комплекс РТ-1;
  • ОТВС ВВЭР-1000 из бассейнов выдержки транспортируются в централизованное «мокрое» хранилище на Горно-химическом комбинате для последующей переработки на планируемом к сооружению заводе РТ-2;
  • ОТВС РБМК-1000 хранятся в пристанционных хранилищах АЭС с перспективой вывоза в «сухое» хранилище Горно-химического комбината, которое предполагается ввести в действие в 2012 году;
  • ОТВС реакторов ЭГП-6 хранятся в бассейнах выдержки, решения о концепции обращения с ними на настоящий момент не принято.

В рамках международных обязательств в Российскую Федерацию ввозятся ОТВС с АЭС Украины и Болгарии. Обращение с ними осуществляется в порядке, аналогичном для ОЯТ соответствующей номенклатуры российских АЭС.

Варианты обращения с ОЯТ, принятые в мировой  практике

В отработавшем ядерном топливе содержится примерно 1% изотопов плутония, 94-95% урана, в том числе 1% изотопа 235U, 4-5% продуктов деления (радиоактивных отходов). Учитывая, что плутоний – полностью искусственный элемент, а запасы природного урана ограничены, в ряде стран ОЯТ считается ценным сырьем. Франция, Россия, Великобритания, Индия, Китай и Япония выбрали переработку ОЯТ с рециклированием урана в топливный цикл тепловых реакторов и кондиционированием РАО. На французской установке Melox промышленно освоено производство МОКС-топлива для тепловых реакторов с использованием плутония, полученного при переработке ОЯТ АЭС. Эту же технологию планирует использовать Япония. Россия и Индия рассматривают выделяемый плутоний как задел для изготовления топлива для реакторов на быстрых ­нейтронах.

В то же время в некоторых странах – США, Швеции, Финляндии, Испании, Канаде – принята концепция «прямого» захоронения ОЯТ тепловых реакторов в глубоких геологических формациях. Однако на практике такие проекты пока нигде не реализованы, более того, администрация президента США Барака Обамы продекларировала закрытие проекта создания могильника Юкка Маунтин для ОЯТ коммерческих АЭС.

Страны, эксплуатирующие лишь несколько АЭС, ориентируются на долгосрочное хранение ОЯТ.

При переработке ОЯТ, кроме коммерческой составляющей, существует и проблема экологически приемлемого обращения с продуктами деления. При «прямом» захоронении, учитывая, что оценки затрат на обращение с ОЯТ носят оценочных (прогнозный) характер, целесообразно также иметь в виду обеспечение экологической безопасности. На рисунке 1 показано соотношение затрат, ядерной и радиационной опасности при разных вариантах обращения с ОЯТ.

 

Рис. 1. Экономические и экологические показатели различных вариантов ­обращения с ОЯТ

 

Следует учитывать, что «прямое» захоронение ОЯТ возможно только после того, как остаточное тепловыделение ОТВС окажется приемлемым для окончательной изоляции. Этот период для различных типов ОТВС может составить 100 и более лет. Все это время долгосрочное хранение ОТВС будет представлять достаточно сложную задачу из-за ряда технических проблем – необходимости отвода остаточного тепловыделения и газообразования, возможного нарушения целостности конструкции ОТВС, уязвимости хранилищ ОЯТ для террористических угроз.

В то же время, востребованность технологий для организации долговременного хранения ОЯТ позволила науке и промышленности предложить конкурентные методы долговременного хранения с высоким уровнем безопасности и низкой себестоимостью. В настоящее время концепция долговременного хранения ОЯТ, включая хранение на площадках АЭС, принята многими странами. Ее основной проблемой является отсутствие окончательного решения, фиксирующего издержки собственника АЭС на обращение с ОЯТ.

Государственная политика Российской Федерации в сфере обращения с ОЯТ

Общий облик инфраструктуры обращения с ОЯТ, предусмотренной концепцией обращения с ОЯТ госкорпорации «Росатом» и реализуемой в рамках ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» представлен на рисунке 2.

 

Рис. 2. Инфраструктура обращения с ОЯТ в Российской Федерации

 

В Федеральной целевой программе «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года», предусмотрены мероприятия по решению отложенных проблем переработки ОЯТ. К ним относятся:

  • создание инфраструктуры для вывоза и переработки облученных топливных блоков типа ДАВ-90 (767,8 млн рублей);
  • разработка технологии переработки нетипового, негерметичного и дефектного ОЯТ (426 млн рублей);
  • создание комплекса по обращению с ОЯТ реакторов АМБ (3368,7 млн рублей).
  • ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» также предусматривает реализацию программ по развитию сферы обращения с ОЯТ:
  • создание опытно-демонстрационного центра по переработке отработавшего ядерного топлива на основе инновационных технологий (4560,3 млн рублей);
  • строительство первоочередных объектов окончательной изоляции радиоактивных отходов в Красноярском крае (2118,6 млн рублей);
  • создание «сухого» хранилища ОЯТ реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000 и реконструкция «мокрого» хранилища ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 на заводе РТ-2 на Горно-химическом комбинате (32349,3 млн рублей).

Развитие правовой базы

Актуальность совершенствования законодательства Российской Федерации в области обращения с ОЯТ обусловлена необходимостью инфраструктурного обеспечения программы развития атомной энергетики, появлением ядерных установок и ОЯТ в собственности юридических лиц, а также принятием Россией международных обязательств, вытекающих из Объединенной конвенции о безопасности обращения с отработавшим ядерным топливом и безопасности обращения с радиоактивными отходами. Правовая база должна обеспечить формирование механизмов конечной ответственности государства за безопасность при обращении с ОЯТ, достаточность финансовых ресурсов для полного цикла обращения с ним, развитие и придание государственного статуса технической политике в этой области, урегулирование правоотношений по обращению с ОЯТ, образовавшимся при реализации оборонных программ и в период плановой экономики.

Законопроект «Об обращении с отработавшим ядерным топливом», разрабатываемый в настоящее время гос­корпорацией «Росатом», должен запустить основные механизмы развития сферы обращения с ОЯТ. Проект закона нацелен на обеспечение надлежащего уровня безопасности при обращении с ОЯТ, решение накопленных проблем в данной сфере, создание дополнительных механизмов нераспространения ядерных материалов, содержащихся в отработавшем ядерном топливе.

Согласно указанному законопроекту, целью правового регулирования в области обращения с отработавшим ядерным топливом является создание законодательной и регулирующей основы в сфере обращения с ОЯТ, обеспечивающей экологически безопасную и экономически эффективную организацию всех стадий обращения с ОЯТ, включая возможность возврата регенерированных ядерных материалов в ядерный топливный цикл и обеспечение требований режима нераспространения.

Законопроект определяет основные принципы системы обращения с ОЯТ в России, при котором все наработчики ОЯТ будут обязаны оплачивать цикл «хранение – переработка – захоронение», перечисляя средства в специальный резервный фонд госкорпорации «Росатом».

Обеспечение долговременного хранения и переработки ОЯТ предполагается сделать монополией уполномоченной организации по обращению с ОЯТ, которая становится собственником отработавшего ядерного топлива с момента его приема от наработчика ОЯТ, с уплатой последним соответствующего финансового взноса.

Перспективы кластера ОЯТ

Монополизация деятельности по обращению с ОЯТ необходима для создания устойчивого спроса на услуги по обращению с ОЯТ вне площадок АЭС. К 2025 году в Российской Федерации планируется создание полноценного кластера промышленного обращения с ОЯТ (рис. 3), включающего циклы переработки ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах, фабрикации MOКС-топлива и окончательной изоляции радиоактивных отходов.

 

Рис. 3. Перспективы кластера по обращению с ОЯТ

 

Развитие атомной энергетики в мире, в том числе создание АЭС в странах, ранее не использовавших атомную энергию, предоставляет российскому атомному энергопромышленному комплексу уникальный шанс расширить свое присутствие на международном рынке услуг ядерного топливного цикла.

Для стран, имеющих или планирующих строительство одной-двух АЭС, экономически нецелесообразно создание полной инфраструктуры обращения с ОЯТ, в том числе объектов окончательной изоляции высокоактивных и долгоживущих РАО. По экспертным оценкам, стоимость создания объекта окончательной геологической изоляции ОЯТ или долгоживущих ВАО составляет не менее $10 млрд, что превышает стоимость создания крупной АЭС.

Кластер ОЯТ позволит:

  • решить проблему утилизации/ликвидации накопленных и вновь образующихся объемов ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах;
  • создать дополнительные конкурентные преимущества российской атомной отрасли для продвижения на мировом рынке;
  • обеспечить плутонием развертывание коммерческого парка реакторов на быстрых нейтронах;
  • заложить новые принципы функционирования системы нераспространения делящихся ядерных материалов.

Заключение

Важнейшим фактором успеха в деле создания в Российской Федерации кластера ОЯТ является коммерчески эффективная эксплуатация завода РТ-1 на ПО «Маяк» до пуска в эксплуатацию РТ-2.

В период масштабного развития атомной энергетики в мире было построено 35 блоков АЭС с реакторами ВВЭР-440. В настоящий момент эксплуатируется 23 таких блока, в том числе 17 за рубежом. При плановой экономике со всех ВВЭР-440 осуществлялся вывоз ОТВС для переработки на РТ-1. С начала 1990-х годов произошло поэтапное сокращение поставщиков ОЯТ, и сегодня ПО «Маяк» имеет действующие контракты только с Украиной и Болгарией.

В то же время продолжающаяся эксплуатация ВВЭР-440 приведет к тому, что до 2025 года будет образовано, с учетом уже накопленного, более 8000 т ОЯТ реакторов этого типа, что представляет значительный потенциал для реализации услуг по обращению с ним.

Комплексный подход к выводу из эксплуатации парка АЭС с ВВЭР-440, включая переработку ОЯТ с захоронением образующихся РАО, на деле покажет ответственность атомщиков за невозложение чрезмерного бремени на будущие поколения, их способность к решению задач по обращению с ОЯТ по принципу «здесь и сейчас».

Авторы

Кудрявцев Евгений Георгиевич

Гусаков-Станюкович Игорь Владимирович

 

ГК «Росатом»