Практически все страны, развивающие атомную энергетику, сталкиваются с нехваткой объемов хранилищ отработавшего ядерного топлива.
Сегодня в России на площадках АЭС и в хранилищах радиохимических заводов размещено около 16000 т ОЯТ. Ежегодный прирост хранящегося топлива составляет более 850 т. Увеличение количества ОЯТ делает проблему обеспечения безопасности все более актуальной.
Водные хранилища
В России отработавшее топливо в основном размещают под водой. На атомных станциях для этого предназначены приреакторные бассейны выдержки, где ОЯТ может храниться в течение нескольких лет. На Ленинградской, Курской, Смоленской, Нововоронежской АЭС созданы промежуточные хранилища (ХОЯТ), рассчитанные на более долгий срок (свыше 10 лет). ХОЯТ размещают на площадках станций в отдельных зданиях. На заводе по переработке топлива РТ-1 (ПО Маяк) и площадке завода РТ-2 (Железногорск) были созданы централизованные хранилища ОЯТ. Проектная емкость хранилища завода РТ-2 составляет 6000 т, в настоящее время хранилище заполнено более чем на 60%.
Каждый бассейн выдержки оснащен технологическим и подъемно-транспортным оборудованием для приема, хранения и выгрузки топлива.
Хранилища отработавшего топлива должны обеспечить ядерную и радиационную безопасность ОЯТ, минимальные выбросы радиоактивности в окружающую среду, сохранность топлива и безопасность персонала. Температура воды в бассейне не должна превышать 50 0
С. Вода также должна быть очищена от продуктов коррозии (для обеспечения необходимой прозрачности при проведении дистанционных перегрузочных операций с ОЯТ под водой) и от радионуклидов (чтобы предотвратить накопление радиоактивности). Необходимые технологические и конструктивные решения заложены в проект каждого хранилища.
Ядерная безопасность, то есть создание и поддержание условий, направленных на предотвращение возникновения самоподдерживающейся цепной реакции деления (СЦР), в основном обеспечивается шагом расположения топливных сборок в бассейне (расстоянием между ними), использованием поглотителей нейтронов, сохранностью отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) в процессе хранения. Слой воды над активной частью сборок, толщина стен бассейна, скорость коррозионных процессов, герметичность ОТВС определяют условия радиационной безопасности.
ОТВС в хранилищах размещаются в бассейнах по двум схемам в зависимости от конструкции сборок. Длинные (от реакторов РБМК) развешивают на металлическом перекрытии бассейна, другие (от реакторов ВВЭР и БН) хранятся на дне в чехлах или на стеллажах. ОТВС с дефектными твэлами заключены в герметичные пеналы.
Реконструкция бассейнов и новые типы топлива
В связи с увеличением объема ОЯТ в хранилищах для обеспечения бесперебойной работы реакторов потребовались дополнительные площади хранения.
Самые большие трудности связаны с накоплением ОЯТ, которое не перерабатываются (в России такое топливо используется в реакторах РБМК-1000 и ВВЭР-1000). Например, 11 блоков РБМК-1000 уже наработали свыше 10000 т ОЯТ; объемы действующих приреакторных и промежуточных хранилищ обеспечат работу АЭС с этим типом реакторов только до 2007-2012 годов.
Проблему увеличения вместимости хранилищ ОЯТ можно решить тремя способами —построить дополнительные сооружения, реконструировать старые или перейти к новым способам хранения. Большинство АЭС, топливо которых не перерабатывается, выбрали реконструкцию старых хранилищ и переход к технологиям сухого хранения.
Чтобы размещать ОЯТ в бассейнах более плотно, уменьшали шаг расположения ОТВС в хранилищах. С этой целью при хранении топлива реакторов PWR, РБМК, ЭГП-6, например, вместо заложенного в проект эффективного коэффициента размножения нейтронов (Кэф ≤ 0,9) использовали более точный критерий–Кэф ≤ 0,95. За рубежом, при анализе ядерной безопасности хранилищ ОЯТ реакторов PWR и BWR, стали учитывать глубину выгорания (ранее исходили из постулата, что все топливо свежее). Эта мера позволила в ряде случаев уменьшить шаг расположения сборок.
Кроме того, начали применять нейтронные поглотители из бористой стали (ВВЭР-1000) или борированного алюминия (PWR, BWR), использовать незанятые площади хранилища (РБМК-1500, РБМК-1000), размещать ОТВС в два яруса, если позволяет высота сооружения (ВВЭР-440, РБМК-1500, PWR, BWR).
Стремясь улучшить техникоэкономические показатели АЭС, для некоторых реакторов (например, ВВЭР), увеличили срок продолжительности нахождения ТВС в реакторе (кампанию). Переход на четырехлетнюю кампанию привел к увеличению обогащения топлива и, соответственно, к повышению значения Кэф для хранилищ ОЯТ. Кроме того, возросли глубина выгорания топлива и остаточное тепловыделение ОТВС, что повлекло за собой необходимость увеличения срока хранения ОЯТ перед транспортированием. Необходимость улучшения характеристик безопасности активной зоны реакторов и экономических показателей привела к введению в состав топливной композиции выгорающих поглотителей в виде эрбия (РБМК-1000) и гадолиния (ВВЭР-440, ВВЭР-1000).
Методические вопросы
В новых условиях возникли неизвестные ранее методические проблемы обеспечения безопасности. Дело в том, что в 60–0-х годах, когда проектировались хранилища отработавшего топлива практически всех АЭС, современные проблемы хранения были неактуальны, а некоторые факторы, влияющие на ядерную безопасность, недостаточно изучены.
В России «сухое» хранение внедряется на АЭС с реакторами РБМК-1000. Здесь предполагается размещать ОЯТ в специальных контейнерах.
Выбор шага размещения ОТВС в основном определяется требованиями ядерной безопасности, в соответствии с которыми значение Кэф не должно превышать 0,95 в нормальных и аварийных ситуациях. Поэтому потребовалась разработка надежных методов расчета Кэф. Это вызвало необходимость верификации используемых программ расчета и разработки программы качества анализа ядерной безопасности.
Рассмотрение в процессе такого анализа аварийных ситуаций выявило неизвестные ранее эффекты увеличения Кэф, связанные с уменьшением плотности воды. А включение в анализ запроектных аварий, особенно связанных с кипением воды или обезвоживанием хранилищ, потребовало теплогидравлических расчетов для определения реально возможной плотности воды при кипении в различных зонах хранилища.Необходимость уплотнения хранилищ привела к изучению возможности использования поглотителей, учету уменьшения К
эф из-за выгорания топлива в конце кампании, а также анализу факторов, влияющих при этом на Кэф. Большие погрешности при определении глубины выгорания с помощью традиционных средств внутриреакторного контроля и, особенно, учет возможных ошибок персонала потребовали разработки и внедрения средств контроля глубины выгорания топлива. Практика показала: альтернативным методом измерению глубины выгорания могут стать прямые измерения Кэф в бассейне выдержки. Кроме того, согласно даннымисследований, значение Кэф в нормальных условиях может служить индикатором (величиной, по которой можно прогнозировать значение Кэф в маловероятных запроектных авариях).
Анализ запроектных аварий, связанных с возникновением СЦР, вызвал необходимость разработки алгоритмов и программ совместного расчета задач кинетики и теплогидравлики. А внедрение в практику технологии сухого хранения —создания соответствующей методологии для обеспечения ядерной безопасности.
Для надежного хранения ОЯТ приходится оперативно разрабатывать и внедрять технические решения, которые должны обеспечить ядерную безопасность с учетом нового перечня аварийных ситуаций. Как правило, все это делается совместными усилиями персонала АЭС, концерна Росэнергоатом, специалистами проектных и научных организаций. В качестве основополагающего принят принцип консервативности: при анализе ядерной безопасности должны быть приняты предположения, увеличивающие Кэф. На практике это должно гарантиро- вать значение Кэф не более 0,95 и обеспечить запас на неучтенные погрешности.
«Сухое» хранение и захоронение
Основным недостатком хранения ОЯТ под водой является ограничение времени хранения (не более 40-50 лет) из-за коррозии оболочек твэлов и дистанционирующих решеток.
В настоящее время для долговременного (в течение 50-100 лет) хранения ОЯТ начали использовать метод сухого хранения в специальных зданиях или контейнерах. Эта технология предполагает использование в качестве теплоносителя воздуха или инертного газа. Сухой способ имеет ряд преимуществ перед хранением топлива под водой. Это возможность использовать пассивные методы охлаждения, отсутствие системы водоочистки и водоподготовки (то есть снижение трудовых и материальных затрат), уменьшение количества образующихся жидких РАО (в бассейнах это вода хранилищ).
Проблему увеличения вместимости хранилищ ОЯТ можно решить тремя способами —построить дополнительные сооружения, реконструировать старые или перейти к новым способам хранения.
В России сухое хранение внедряется на АЭС с реакторами РБМК-1000. Здесь предполагается размещать ОЯТ в специальных контейнерах УКХ-110, ТУК-109. Кроме того, на площадке завода РТ-2 к 2010 году предполагается построить централизованное сухое хранилище в специальном здании для ОТВС реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000 вместимостью 39000 т.
Ядерная безопасность в сухих хранилищах обеспечивается отсутствием замедлителя нейтронов (воды), наличием не менее двух барьеров герметичности для ОЯТ, ограничением на количество и расположение ОТВС, обеспечением сохранности сборок в течение проектного срока хранения. Необходимо также рассмотреть запроектные аварии в виде внешних воздействий и проникновение внутрь хранилища воды различной плотности. Эти требования, как правило, приводят к необходимости строить хранилище в местах, хорошо защищенных от внешних воздействий, или размещать ОЯТ в прочных контейнерах.
Кроме того, прорабатываются варианты окончательной изоляции (захоронения) ОЯТ в геологических структурах. В случае вероятности полного разрушения топлива и проникновения воды в такой могильник потребуется разработка непростых и дорогостоящих технических решений для обеспечения ядерной безопасности захоронения.
Для обеспечения ядерной безопасности при нормальной эксплуатации и, особенно, в аварийных ситуациях необходима соответствующая нормативная база. После чернобыльской катастрофы стало очевидно, что нужно прогнозировать последствия запроектных аварий, в том числе при хранении ОЯТ. Между тем до начала 90-х годов правила безопасности для хранилищ отработавшего ядерного топлива в России отсутствовали. Не было нормативных требований учета выгорающих поглотителей или хранения смешанного (уран-плутониевого) топлива для реакторов типа БН и ВВЭР.
В 1991 году специалисты ГНЦ РФ-ФЭИ с участием ведущих проектных и научных организаций разработали Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики (ПНАЭ Г-14-029-91). В этом документе были сформулированы:
•методология анализа ядерной безопасности хранилищ;
•перечень проектных и запроектных аварий;
•технические требования к системам, важным для безопасности хранилищ (охлаждения воды, водоочистки,
подпитки, вентиляции надводного пространства, контроля температуры, уровня воды, водно-химического режима и содержания водорода в воздухе, контроля, сбора и возврата протечек), а также к оборудованию, конструкционным материалам и системам перегрузки топлива.
В 2005 году Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору переиздала эти правила с поправками (в виде Правил НП-061-05).
