Atomic-Energy.ru

Перспективы обращения с облученным ядерным топливом

28 мая 2012
Погрузка контейнера ОЯТ для внутристрановой перевозки (Япония, 2012; фото John Mairs/IAEA)

Долгосрочное обращение с ОЯТ, образующимся в результате производства электроэнергии на АЭС, представляет собой проблему для большинства стран. По-прежнему открыт вопрос, чем считать  отработавшее топливо – полезным ресурсом, энергетический потенциал которого можно использовать, или отходами. Окончательный ответ будет зависеть, в первую очередь, от сроков и успешности ввода в строй реакторов на быстрых нейтронах.

К концу 2009 года из промышленных реакторных установок во всем мире было выгружено около 320 тыс. т ОЯТ по тяжелым металлам (ТМ). Из них приблизительно 95 тыс. т были переработаны, а остальные 225 тыс. т находятся на хранении в приреакторных бассейнах выдержки либо в отдельных «мокрых» или  «сухих» хранилищах. Из активных зон 437 реакторов, находящихся в эксплуатации, ежегодно выгружается примерно 11 тыс. т ТМ  ОЯТ. Еще 55 реакторов находятся на стадии строительства. Согласно прогнозам МАГАТЭ, к 2030 году общемировая установленная мощность АЭС составит 511-807 ГВт по электроэнергии, то есть возрастет на 40-120% по сравнению с сегодняшними 370 ГВт. Соответственно увеличится и образование ОЯТ, поскольку большинство новых установок будет усовершенствованными версиями нынешнего поколения реакторов – легководными.

Изначально предполагалось, что все образующееся ОЯТ будет перерабатываться в течение нескольких лет, а регенерированный топливный материал будет использоваться при производстве свежего топлива. Радиоактивные отходы, образующиеся при переработке, должны направляться на захоронение в хранилища в глубоких геологических формациях. Однако политика различных стран по данному вопросу с тех пор ­поменялась.

Сегодня существует два основных варианта обращения с ОЯТ:

  • переработка и регенерация с выделением урана и плутония для использования в составе свежего топлива;
  • «прямое» захоронение после промежуточного хранения в течение нескольких десятилетий.

Ряд стран (например, Франция, Индия, Япония и Россия) выбрали вариант переработки и регенерации, другие (например, Финляндия, Швеция и, до недавнего времени, США) решили рассматривать ОЯТ в качестве отходов и выбрали вариант «прямого» захоронения. Большинство стран, однако, еще не определились и продолжают хранить ОЯТ до выбора окончательного варианта. Поскольку хранение возможно в течение длительного времени, с технической точки зрения, нет необходимости в срочном решении. Но насколько политически оправдано продолжать откладывать его принятие?

В сложившейся ситуации становятся реальностью продолжительные (до 100 лет) сроки хранения ОЯТ. По мере увеличения длительности хранения и объемов хранящегося ОЯТ возникают новые проблемы – как организационные, так и технические.

Характеристики ОЯТ

Отработавшее топливо выглядит так же, как и свежее, то есть имеет вид таблеток двуокиси урана, уложенных в столбцы внутри металлических трубок длиной 3-4 м (тепловыделяющих элементов), которые соединены в сборки из 50-300 твэлов. Характеристики ОЯТ, однако, существенно отличаются от свежего. Отработавшее топливо очень радиоактивно и имеет высокую температуру, соответственно, при обращении и хранении ОЯТ необходимы охлаждение и радиационная защита в течение нескольких сотен лет.

При эксплуатации топлива в активной зоне энергия выделяется, главным образом, в результате деления ядер 235U и 239Pu; последний образуется в результате захвата нейтронов ядрами 238U. Состав ОЯТ зависит от глубины выгорания топлива и его начального обогащения по 235U. Современный легководный реактор с глубиной выгорания топлива 40-50 МВт*сут/кг по урану обычно содержит 3-4% продуктов деления, 1% плутония и старших актинидов, и 95-96% урана (с обогащением по 235U 0,5-1%). При этом только продукты деления могут рассматриваться как отходы (некоторые продукты деления также могут представлять собой ценность для извлечения, например, 137Cs, используемый в облучающих установках), в то время как уран и плутоний могут быть использованы после переработки повторно.

Хранение отработавшего топлива

Бассейн выгрузки ОЯТ (Thorp, Селлафилд, Великобритания; фото BNFL)

Сегодня хранение ОЯТ представляет собой хорошо отработанную технологию. Более чем 50-летний опыт – очень положительный; тенденций к деградации топлива не зафиксировано. МАГАТЭ получает информацию об опыте хранения в рамках своей исследовательской программы SPAR. Ее выполнение продолжается по мере того, как возникают новые вопросы, например, в связи с хранением топлива с повышенной глубиной выгорания.

Независимо от выбранной стратегии, обращение с ОЯТ всегда будет начинаться с выдержки в приреакторных бассейнах в течение как минимум 9-12 месяцев после извлечения из активной зоны, и, в большинстве случаев, включать в себя хранение от нескольких лет до нескольких десятков лет до вывоза с площадки АЭС. На перерабатывающих заводах также организованы буферные бассейны для хранения ОЯТ перед переработкой.

Топливо, не предназначенное для переработки, находится в приреакторном бассейне или перевозится в отдельно стоящее хранилище отработавшего ядерного топлива – пристанционное (находящееся на площадке АЭС) или централизованное (общее для нескольких станций). Рассматривается возможность хранения ОЯТ до 100 лет и больше. В большинстве случаев в хранилищах реализуются технологии «сухого» хранения – в отдельных контейнерах (которые также используются для перевозки) или в ячейках стационарных хранилищ, например, HABOG в Нидерландах. В некоторых случаях используются хранилища бассейнового типа, например, CLAB в Швеции.

Переработка

Переработка ОЯТ в настоящее время также является отработанной промышленной технологией. Существуют четыре крупных перерабатывающих установки, каждая мощностью около 1000 т ТМ ОЯТ – две на заводе Ла Аг во Франции и две в Селлафилде в Великобритании. Пятая установка аналогичного масштаба находится на этапе пусконаладки в Роккашо (Япония). Перерабатывающие заводы меньшей мощности работают в Китае, Индии, Японии и России. Извлеченные из ОЯТ уран и плутоний широко применяются в составе МОКС-топлива в легководных реакторах, особенно во Франции – на сегодняшний день здесь около 15% электроэнергии производится с использованием регенерированного топливного материала.

Несмотря на то, что сооружение двух из этих промышленных перерабатывающих установок было профинансировано в 1980-х годах заказчиками из разных стран, в последние годы только несколько государств заключили новые контракты на переработку на них ОЯТ. Причины этого порой политические, в ряде случаев экономические. Экономика переработки и регенерации ОЯТ легководных реакторов в разных странах различается. Ситуация в стране, обладающей собственными перерабатывающими мощностями, существенно отличается от сложившейся в стране, которая вынуждена покупать такие услуги. Независимо от экономических аспектов, тем не менее, опыт, накопленный при переработке и регенерации ядерных материалов, очень ценен для дальнейшего технологического развития.

Ожидаемый рост атомной энергетики в будущем оживил интерес к переработке и регенерации ОЯТ. Для обеспечения устойчивого развития атомной отрасли необходимым шагом должно стать внедрение реакторов на быстрых нейтронах, которые обеспечивают более эффективное использование урановых ресурсов. Хотя регенерация топливного материала легководных реакторов обеспечит 25%-ную экономию потребления свежего уранового сырья, реальная экономическая польза от переработки возникнет только с развитием реакторов на быстрых нейтронах, которые дадут возможность использовать ресурсы урана, по меньшей мере, в 50 раз эффективнее, чем легководные реакторы. Решение многих проблем по обращению с ОЯТ, следовательно, зависит от того, как скоро и какими темпами пойдет реализация реакторов на быстрых нейтронах. От ответа на первый вопрос зависит ожидаемый срок хранения ОЯТ, от второго – объем ОЯТ, который понадобится для развития программы быстрых реакторов с учетом их размножающей способности.

Поскольку существенного прорыва в реализации программы быстрых реакторов не ожидается раньше 2040-2050-х годов, для стран, выбравших переработку, стоит промежуточный выбор между долгосрочным хранением ОЯТ и его регенерацией в составе топлива для легководных реакторов. Поскольку есть положительный технический опыт в обоих направлениях, выбор между ними основывается на стратегических и экономических соображениях. Франция, например, регенерирует основную часть своего облученного топлива с использованием полученных материалов в составе МОКС-топлива для легководных реакторов, а отработавшее МОКС-топливо будет храниться до ввода в эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах. Япония также рассматривает вариант регенерации в составе топлива для легководных реакторов, в то время как другие страны, например, Индия и Россия, планируют рециклировать имеющийся плутоний в первом поколении реакторов на быстрых нейтронах.

Захоронение ВАО и ОЯТ

Погрузка ОЯТ на судно Pacific Sandpiper (Великобритания, 1992; фото Vadim Mouchkin/IAEA) Погрузка контейнера ОЯТ на судно Pacific Sandpiper (Великобритания, 1992; фото Vadim Mouchkin/IAEA)

Какая бы стратегия обращения с ОЯТ ни была выбрана, будет существовать потребность в захоронении высокоактивных, высокотемпературных и долгоживущих радиоактивных отходов. Хотя в результате переработки будет удален плутоний и некоторые долгоживущие актиниды, геологическое хранилище по-прежнему будет необходимо. На настоящий момент таких объектов нет, тем не менее, работы в этом направлении ведутся достаточно успешно, особенно в Финляндии, Франции, Швеции и, до недавнего времени, в США.

Финляндия и Швеция приняли решение направлять ОЯТ на захоронение напрямую после 40-летнего промежуточного хранения. Выбраны площадки в прочных скальных породах, готовятся обоснования для получения лицензий. Предполагается, что начало эксплуатации объектов хранения состоится после 2020 года. Франция намерена остекловывать высокоактивные и другие долгоживущие отходы переработки  на большой глубине в глинистых породах. Ведется выбор площадки, начало эксплуатации хранилища запланировано примерно на 2025 год. Успешное осуществление этих проектов будет иметь большое значение, так как они должны продемонстрировать осуществимость геологического хранения, независимо от выбора переработки или прямого захоронения ОЯТ.

Захоронение РАО является не только техническим вопросом. Это очень политизированная и общественно значимая тема. В некоторых странах исследовательские программы тормозились или сворачивались по политическим мотивам. Германия успешно работала над созданием геологического хранилища в бывшей соляной шахте в Горлебене, но в 2000 году был объявлен десятилетний мораторий для изучения альтернативных вариантов. Сейчас ведется обсуждение возможного возобновления программы. В США был выполнен большой объем работы для обоснования площадки в Юкка Маунтин (штат Невада), и в 2008 году подана заявка на получение лицензии. Однако в результате изменения политической ситуации дальнейшее развитие этого проекта стоит под вопросом; создана комиссия для изучения альтернативных вариантов.

Международное сотрудничество

Важен международный аспект обращения с ОЯТ промышленных реакторов. События в одной стране, положительные или отрицательные, неизбежно отражаются на большинстве других государств, соответственно, необходима гармонизация подходов к обоснованию безопасности. В последние годы сложился международный режим обеспечения безопасности при обращении с ОЯТ и РАО, составными частями которого являются Объединенная конвенция о безопасности обращения с отработавшим ядерным топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами, серия стандартов МАГАТЭ и национальные нормативно-правовые системы стран-участниц.

Положения Объединенной конвенции обязательны для исполнения и нацелены на обеспечение и поддержание высокого уровня безопасности при выполнении соответствующих работ по всему миру, создание эффективных барьеров против рисков и аварий, смягчение их последствий. Важным инструментом реализации конвенции являются встречи представителей стран-участниц, на которых зачитываются и обсуждаются национальные отчеты о выполняемых работах.

Поскольку перерабатывающие установки есть не у всех стран, эксплуатирующих атомные станции, переработка и регенерация ОЯТ становятся областями международного сотрудничества, причем перевозка топлива осуществляется через границы между государствами. Кроме того, важным являются связанные с переработкой вопросы нераспространения ядерных материалов и технологий. При создании реакторов на быстрых нейтронах также ожидается тесное международное сотрудничество, так как предполагается, что, по меньшей мере на ранних этапах, такие реакторы появятся лишь в нескольких странах.

Несмотря на то, что основное развитие атомной энергетики до 2030 года ожидается в странах, уже эксплуатирующих АЭС, можно предположить, что некоторые новые государства будут рассматривать возможность внедрения атомной генерации в свои энергетические системы. Соответственно, им также предстоит столкнуться с проблемами обращения с ОЯТ. Важно, чтобы работы в этом направлении были начаты заранее. В большинстве случаев региональные или двусторонние решения по обращению с ОЯТ будут технически и экономически оправданы, а также более приемлемы с точки зрения нераспространения. Кроме того, возможность отправки ОЯТ назад в страну, где оно было произведено, которая обеспечивается, например, Россией для реакторов советского образца, очень привлекательна для государств с небольшими ядерными программами. Эти и другие аспекты обсуждаются на различных международных форумах, например, организуемых МАГАТЭ и Глобальным партнерством в области ядерной энергии. Однако в конечном итоге, каждая страна должна быть готова самостоятельно решать вопрос по обращению с ОЯТ.

Также важно, чтобы все страны, в том числе и еще не определившиеся, будут ли они перерабатывать и повторно использовать ОЯТ или нет, разработали собственную стратегию по созданию геологических хранилищ и приступили к ее реализации, самостоятельно или в составе международных проектов.

Автор


Форсcтрем Ханс


Департамент ядерной энергетики МАГАТЭ