Экологическая политика концерна «Росэнергоатом» предусматривает повышение безопасности хранения на территории российских АЭС отработавшего ядерного топлива. О работах в этом направлении рассказывает директор по производству и эксплуатации АЭС – директор Департамента инженерной поддержки ОАО «Концерн Росэнергоатом» Николай ДАВИДЕНКО.
– Николай Никифорович, какие актуальные задачи стоят сегодня перед концерном «Росэнергоатом» в области обращения с ОЯТ?
– Главными задачами ОАО «Концерн Росэнергоатом» в области обращения с отработавшим ядерным топливом являются, во-первых, обеспечение безопасности при хранении и транспортировании ОЯТ на АЭС, во-вторых, обеспечение свободного объема в приреакторных хранилищах ОЯТ.
На всех стадиях обращения с ОЯТ на российских АЭС обеспечены ядерная, радиационная и экологическая безопасность, физическая защита и сохранность делящихся материалов.
В случае же возникновения аварийной ситуации персонал обязан сделать все для ее локализации, чтобы не допустить распространения возможных негативных последствий на территории АЭС и за ее пределами.
– Существуют ли трудности при обращении с ОЯТ?
– Приобретенный богатейший опыт, внедрение современных технологий и совершенствование подготовки персонала дает нам основание утверждать, что безопасность обращения с ОЯТ на площадках АЭС обеспечивается на высоком уровне.
Отработавшие тепловыделяющие сборки размещают в приреакторных бассейнах выдержки для снижения остаточного тепловыделения и активности.
Как я уже сказал, важной задачей концерна является обеспечение наличия в приреакторных хранилищах и бассейнах выдержки свободного объема. Это необходимо для полной, если речь идет о ВВЭР, или частичной, в случае РБМК, выгрузки из реактора топлива в любой момент эксплуатации, а также для того, чтобы не допустить нарушения условий нормальной эксплуатации энергоблока из-за заполнения бассейна выдержки отработавшими ТВС.
Наименьший срок хранения ОТВС в бассейнах выдержки – три года, после чего ОЯТ должно быть извлечено и вывезено с площадки АЭС на завод регенерации РТ-1 на ПО «Маяк» (для реакторов ОЯТ ВВЭР-440 и БН-600), на технологическое хранение в хранилище Горно-химического комбината (для ОЯТ ВВЭР-1000) или помещено в пристанционные «мокрые» хранилища (ОЯТ РБМК-1000). Такая схема обращения с ОЯТ отработана в течение десятилетий.
В последние годы для повышения эффективности использования ядерного топлива, внедряются новые виды ТВС – более стойкие к воздействиям динамических, температурных и иных факторов, а также имеющие более высокое обогащение по 235U.
Это дает возможность увеличить срок нахождения ТВС в реакторе, достичь более высокой глубины выгорания и, следовательно, снизить частоту проведения плановых перегрузок реактора. Например, реакторы ВВЭР-1000 переводятся с годового на полуторагодичный топливный цикл.
Вместе с тем, повышение глубины выгорания топлива влечет за собой необходимость увеличения срока хранения ОЯТ в бассейнах выдержки, поскольку трех лет недостаточно для того, чтобы полностью снять остаточное тепловыделение и снизить активность ОТВС до уровня, при котором возможно безопасное транспортирование по железным дорогам РФ.
Продление срока выдержки ОТВС в бассейнах может привести к заполнению бассейнов и нарушению условий безопасной эксплуатации.
Увеличение емкости приреакторных бассейнов выдержки и станционных хранилищ имеет свои пределы. Остается одно – вывоз ОЯТ с площадок АЭС.
Рассматривались два варианта решения этой задачи. Первый предусматривает продолжение вывоза ОЯТ в имеющихся транспортных упаковочных комплектах с увеличением количества рейсов. Второй – создание парка новых ТУК и транспортных средств, обеспечивающих своевременный вывоз ОЯТ с высоким начальным обогащением без нарушения нормативных требований.
Кроме того, сегодня, из-за промедления в 90-е годы прошлого столетия с вводом замещающих мощностей, принято решение о продлении срока эксплуатации АЭС. К этому моменту пристанционные хранилища ОЯТ РБМК были практически заполнены.
Принято решение об уплотненном хранении ОТВС в бассейнах выдержки и пристанционных хранилищах ОЯТ. Но даже с учетом реконструкции этих хранилищ ожидается их заполнение – на Ленинградской АЭС к 2011 году, на Курской к 2012 году, на Смоленской к 2018 году.
Централизованное хранилище ОЯТ на Горно-химическом комбинате сегодня заполнено на 90%. Если учесть, что ежегодно с российских АЭС с ВВЭР-1000 вывозится около 190 т ОЯТ, то при существующей проектной вместимости это хранилище в 2012 году будет заполнено и уже не сможет принимать отработавшее топливо. Но, при принятии соответствующих мер, оно может быть расширено.
Ввод в эксплуатацию новых энергоблоков с реакторами ВВЭР, запланированный на ближайшие годы, заставляет еще более оперативно решать проблемы обращения с ОЯТ.
– Что предпринимается для решения этих вопросов?
– В настоящее время проблема исключения полного заполнения бассейнов выдержки отработавшим ядерным топливом решается несколькими путями. Это увеличение вместимости бассейнов за счет уплотнения ОЯТ в стеллажах бассейнов выдержки для ВВЭР и хранилищ отработавшего ядерного топлива для РБМК с обоснованием соблюдения правил ядерной безопасности, а также обоснование полной загрузки в транспортный упаковочный комплект ОТВС новых видов с более высоким начальным обогащением, увеличенной глубиной выгорания.
Мы разработали и реализуем рабочую программу по обращению с отработавшим ядерным топливом на АЭС ОАО «Концерн Росэнергоатом» на 2008-2012 годы и на период до 2015 года.
Обоснован срок «мокрого» хранения герметичного ОЯТ всех типов реакторов – не менее 50 лет.
Для увеличения вместимости бассейнов выдержки внедряется обоснованное уплотненное размещение ОЯТ, в том числе с использованием новых технических средств, подтверждающих ядерную безопасность.
Для обеспечения вывоза ОТВС всех типов действует утвержденная ГК «Росатом» Комплексная программа заказа и закупок транспортных упаковочных комплектов. Она предполагает замену существующего парка ТУК и транспортных средств для ОЯТ реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и создание парка новых ТУК и транспортных средств для ОЯТ РБМК-1000. Ряд контейнеров уже разработан и сертифицирован.
На площадках ХОЯТ РБМК-1000 создаются комплексы для разделки и «сухого» контейнерного хранения ОТВС. Один из них уже находится в стадии пусконаладочных работ на Ленинградской АЭС.
На Горно-химическом комбинате ведется строительство «сухого» хранилища, рассчитанного на 34 тыс. т отработавшего топлива. В 2011 году должен быть введен в эксплуатацию пусковой комплекс для приема ОЯТ РБМК.
Важно обеспечить удаление не только кондиционных, но и дефектных ОТВС. Для этого разрабатываются безопасные технологий обращения с таким ОЯТ.
– Как решается проблема обеспечения необходимых мощностей для хранения ОЯТ в проектах новых станций, в частности, «АЭС-2006»?
– В проекте «АЭС-2006» учтено использование ТВС с повышенным обогащением. Увеличена емкость бассейна выдержки ОЯТ. Более того, часть его выведена за защитную оболочку реактора, что дает возможность вывоза ОЯТ с площадки АЭС при работающем реакторе. Данное проектное решение также позволит сократить время планового ремонта энергоблока.
– Что делается в России для создания замкнутого ядерного топливного цикла?
– В основе развития атомной энергетики в России был заложен замкнутый топливный цикл. Он давно реализован и отработан для ВВЭР-440 и БН-600. ОЯТ этих реакторов вывозится на завод РТ-1 на ПО «Маяк» и перерабатывается, выделенный 235U добавляется в свежее топливо для энергетических установок.
В 2025-2030 годах на Горно-химическом комбинате планируется ввод в эксплуатацию завода РТ-2 для переработки ОЯТ ВВЭР-1000, что даст возможность замкнуть топливный цикл для ядерного топлива этого типа реакторов.
В соответствии с Концепцией по обращению с отработавшим ядерным топливом ГК «Росатом», конечная стадия обращения с ОЯТ РБМК, ЭГП, АМБ будет определена после проведения технико-экономического анализа вариантов, предусматривающих вывоз топлива с атомных станций на переработку или прямое захоронение.
Беседу вела Алена ЯКОВЛЕВА
