Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» ориентирована на дальнейшее развитие атомной энергетики на базе энергоблоков с реакторами ВВЭР. Одновременно должны решаться и вопросы обращения с ОЯТ, что предусмотрено ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года».
Переход на «сухое» хранение
Конечные операции по обращению с ОЯТ реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000 предусматривается сосредоточить на Горно-химическом комбинате в Железногорске, где с 1985 года эксплуатируется водное хранилище (ХОТ-1) емкостью 6 тыс. т и ведется строительство «сухого» хранилища (ХОТ-2) на 38 тыс. т отработавшего топлива. На ГХК предполагается строительство опытно-демонстрационного центра для отработки технологии переработки ОЯТ с производством МОКС-топлива.
Действующее водное хранилище принимает ОЯТ с глубиной выгорания до 55 ГВт•сут/тU и тепловыделением отдельной ОТВС не более 2 кВт. Его заполняют под защитным слоем воды. В отделении перегрузки ОТВС поштучно перемещают из транспортных контейнеров в чехлы хранения (вместимость 12 или 16 сборок каждый), которые затем транспортируют в отсек хранения.
Сегодня актуален переход к более безопасному и экономичному способу хранения – «сухому». Строящееся ХОТ-2 – «сухое» хранилище камерного типа, рассчитанное на прием топлива с глубиной выгорания до 50 ГВт•сут/тU. Согласно проекту, схема обращения с ОЯТ будет выглядеть следующим образом. Топливо предварительно (20 лет) выдерживают в воде с целью снижения тепловыделения и распада короткоживущих радионуклидов. ОЯТ поступает в «сухое» хранилище в чехлах хранения, затем ОТВС помещают в металлические пеналы, рассчитанные на три сборки ВВЭР (или 30 ампул с пучками твэлов РБМК) каждый. Пенал герметизируют сваркой и после вакуумной сушки находящихся внутри ОТВС заполняют гелием, затем проводят контроль герметичности сварного шва и перегрузочной машиной транспортируют к гнезду хранения (металлической трубе, закрепленной на перекрытии камер хранения). В гнездо устанавливают два пенала, один над другим, затем гнездо закрывают защитной пробкой и заваривают с последующим контролем герметичности.
Отвод тепла за счет конвекции атмосферного воздуха вокруг гнезда обеспечивает безопасный температурный режим хранения. Геометрия размещения ОЯТ гарантирует сохранение хранилищем свойств глубоко подкритичной системы при нормальной эксплуатации и проектных авариях. Выброс радиоактивных веществ по расчетам должен составить десятые доли допустимых величин.
Сравнительные показатели технологий долговременного хранения ОЯТ АЭС
Однако при переводе на «сухое» хранение ОЯТ РБМК-1000 возникает ряд проблем. Для ХОТ-2 необходимо разработать рациональные требования герметичности пенала и гнезда хранения и соответствующие методы и средства контроля. Кроме того, пока не решены вопросы организации входного неразрушающего контроля и осушки ОЯТ в пенале.
Ситуация с хранением отработавшего топлива ВВЭР-1000 тоже довольно сложная. Запуск в ХОТ-2 комплекса по обращению с топливом ВВЭР-1000, производительностью 600 т/год, запланирован на 2017 год. Функционирование ХОТ-1 должно быть прекращено в 2015 году; по расчетам, оно будет заполнено к 2013, максимум к 2017 году. Даже при продлении срока эксплуатации этого хранилища до 2035 года прием ОЯТ в него закончится в 2022 году. Ведь передача в ХОТ-2 всего топлива – около 7730 тU по проекту и 3000 тU дополнительно за 2018-2022 годы – займет почти 13 лет. Между тем это «сухое» хранилище рассчитано на 11275 тU топлива – значит, в 2035 году оно может быть заполнено на 95%.
Выходом из ситуации может стать ввод в эксплуатацию новых хранилищ: в 2022 году – водного ХОТ-3, рассчитанного на 20-летнее хранение ОЯТ, соответственно, в 2042 году – «сухого» ХОТ-4. Альтернативный вариант – строительство завода по регенерации топлива, куда будет поступать ОЯТ из ХОТ-3. Если этот завод введут в эксплуатацию в 2022 году, необходимость строительства ХОТ-3 и ХОТ-4 отпадает, так как ОЯТ с АЭС может поступать в буферное «мокрое» хранилище завода РТ-1 – если, конечно, оно будет построено.
Кроме того, по проектам глубина выгорания в новых модифицированных сборках ТВСА и ТВС-2М может достигать 68 ГВт•сут/тU, в установке «АЭС-2006» – 70 ГВт•сут/тU. Однако ХОТ-1 и ХОТ-2 не рассчитаны на ОЯТ с такими параметрами, тем более что при этом для снижения тепловыделения до необходимой для «сухого» хранения величины (0,61 кВт для одной ОТВС) срок предварительной выдержки в воде значительно превысит 20 лет.
Продление сроков водного хранения
В любом случае, необходимо увеличить вместимость ХОТ-1 до 10000 т (с внедрением 20-местных чехлов) и продлить срок его эксплуатации еще на 20 лет.
Возможность продления сроков «мокрого» хранения ОЯТ зависит от состояния барьеров безопасности, предотвращающих распространение радиоактивности в окружающую среду. Одним из важнейших барьеров являются оболочки твэлов, поэтому обоснование срока хранения ОЯТ требует анализа протекающих в них коррозионных процессов, как при эксплуатации, так и при длительном хранении.
Коррозия циркониевых оболочек ТВС реакторов ВВЭР и РБМК носит в основном равномерный характер и происходит в схожих условиях – при высокой температуре воды и низком содержании окислителей.
Для прогноза коррозии оболочек отработавших ТВС ВВЭР из циркониевого сплава Zr+1%Nb обосновано применение линейной модели, учитывающей выгорание и время хранения:
ht = Ао +А1В + А2lgτ,
где h – толщина оксида на оболочках твэлов ОТВС ВВЭР с выгоранием В и временем хранения τ;
А0, А1, А2 – коэффициенты, зависящие от условий, выгорания и времени хранения.
Связь между толщиной оксида и выгоранием для топлива ВВЭР-1000 описывается уравнением h = 0,18В + 5,891lgt - 2,28.
При самой консервативной оценке за 50 лет хранения в воде ОТВС с выгоранием 60 МВт•сут/кгU толщина оксидного слоя составит 20 мкм, что почти в три раза меньше величины, допустимой при эксплуатации твэлов в реакторе ВВЭР.
Комплексные исследования отработавших ТВС ВВЭР и РБМК, хранящихся в бассейнах выдержки российских АЭС, показали отсутствие коррозионных повреждений на оболочках, сварных швах и концевых деталях твэлов. После 15-20 лет выдержки в воде прочностные и структурные характеристики материала оболочек практически не отличаются от соответствующих показателей при трехлетнем хранении. Все твэлы сохранили целостность и удовлетворительное состояние топливного столба.
Таким образом, состояние отработавшего топлива ВВЭР и РБМК гарантирует 50-летнее безопасное хранение в воде и возможность дальнейшего транспортирования и переработки.
Вывоз ОЯТ
Для безопасного транспортирования отработавшего топлива с атомных станций на ГХК также предстоит решить ряд проблем.
Транспортирование ОЯТ РБМК-1000 осложнено уже сегодня. При регулярных перевозках использование железобетонных контейнеров упаковочных комплектов для этого топлива (ТУК-109) существенно усложняет транспортно-технологические операции. В частности, возникают трудности при обращении с защитно-демпфирующим кожухом, организации постов обслуживания контейнеров и замене уплотнений после каждого рейса, что повышает стоимость перевозки. Для перевозки ОЯТ РБМК-1000 целесообразно использовать унифицированные транспортные контейнеры, разрабатываемые в настоящее время, – требуется лишь создать новый тип чехла для пучков твэлов РБМК-1000.
ОЯТ ВВЭР-1000 транспортируется в ХОТ-1 в отечественных упаковочных комплектах ТУК-13/1В и контейнерах ТК-10 и ТК-13, изготовленных на Украине.
Как правило, начальное обогащение топлива по 235U составляет 3,53; 3,90 и 4,23 мас.%, глубина выгорания – 34-47 ГВт•сут/тU. Однако, для ТВСА и ТВС-2М, согласно проектным данным, обогащение топлива по 235U может достигать 5,0 мас.%, глубина выгорания – 68 ГВт•сут/тU, масса топлива в ТВС – 549,3 кг.
Повышение глубины выгорания и, соответственно, остаточного тепловыделения, из-за возрастания γ-нейтронной активности ОЯТ и тепловой нагрузки потребует увеличения срока выдержки ОТВС перед транспортированием до 8–12 лет. Это невозможно обеспечить ни на одной АЭС, в том числе на самых современных энергоблоках. По всей видимости, отработавшие сборки нового поколения можно будет транспортировать при уменьшении загрузки контейнеров в полтора-два раза (шесть-восемь ОТВС вместо 12). Для выполнения требований по ядерной безопасности в этом случае потребуется изменение конструкции чехла для ОТВС. Придется устанавливать индивидуальный подбор загрузки каждой упаковки, размещая глубоко выгоревшие ТВС в центре. Конкретные контейнеры надо будет заполнять так, чтобы тепловая нагрузка не превышала 20 кВт. В состав защитной оболочки упаковки целесообразно ввести поглотители нейтронов. При неполной загрузке чехла в свободные ячейки необходимо будет установить дополнительные средства радиационной защиты. Каждая перевозка потребует развернутого обоснования безопасности.
Все это значительно увеличит число перевозок и транспортные издержки. И все же такой путь решения проблемы вывоза ОЯТ является тупиковым, поскольку энергетические характеристики ТВС продолжают возрастать. Возникла необходимость создания новых унифицированных транспортных упаковочных комплектов и перевозочных средств, рассчитанных на транспортирование ОЯТ с глубиной выгорания до 70 ГВт•сут/тU, обогащеие топлива по 235U не менее 5 мас.% и предварительную выдержку ОТВС в пристанционных
хранилищах не менее 10 лет. Разработка и сертификация ряда унифицированных ТУК для перевозки ОЯТ также предусматривается ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года».
Методы «сухого» хранения ОЯТ должны обеспечить устойчивость хранилища к внешним воздействиям (падению самолета, воздушной ударной волне, землетрясению, урагану, смерчу), сохранность строительных конструкций, как минимум, в течение 100 лет, ОЯТ – 50 лет, поддержание на оболочках твэлов температуры не выше 300ºС для топлива РБМК-1000 и 350ºС для ОЯТ ВВЭР-1000 при хранении в инертном газе, пассивный способ отвода тепла, возможность удобной и быстрой идентификации источника радиоактивного загрязнения.