Отработавшее ядерное топливо

Отработавшее ядерное топливо, ОЯТ — извлеченные из активной зоны тепловыделяющие элементы или их группы, тепловыделяющие сборки ядерных реакторов атомных электростанций и других установок (исследовательских, транспортных и прочих).

Энергетическое ОЯТ относят к высокоактивным отходам, если не подвергают дальнейшей переработке, или к ценному энергетическому сырью, если подвергают переработке. В России часть ОЯТ считается радиоактивными отходами, часть поступает на переработку на радиохимические заводы.

ОЯТ всегда содержит три компонента: 1) невыгоревший уран; 2) продукты деления урана; 3) трансурановые элементы.

В 2008 г. в хранилищах ОЯТ на АЭС России находились 12 350 тонн ОЯТ, в том числе 10 288 тонн ОЯТ из РБМК. В 2010 г. из реакторов РБМКюоо было выгружено 15,3 т ОЯТ, из реакторов ВВЭР-юоо — 3,1 т, ВВЭР- 440 -1,0 т. Из-за того, что далеко не все страны придерживаются тактики замкнутого ядерного цикла, количество ОЯТ постоянно увеличивается.

Временное хранение ОЯТ

После остановки реактора и прекращения цепной реакции деления в топливе продолжает происходить тепловыделение благодаря р-распаду продуктов деления. На момент остановки реактора на нагрев идёт 7% от мощности, на которой работал реактор, спустя 1 час — 1,5%, через день — 0,4%, а через неделю 0,2%, затем медленно падает.

Каждый ТВЭЛ выделяет энергию ~юо КВт. За счёт этой энергии ОЯТ ядерное топливо саморазогревается до больших температур и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят в бассейне, расположенном в непосредственной близости от реактора, с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающем персонал от ионизирующего излучения продуктов распада урана. Вода в бассейне активно циркулирует через теплообменники.

Рис. 1. Инфраструктура планируемого обращения с ОЯТ после пуска завода РТ- 2 на Горно-химическом комбинате, г. Железногорск. (ОДЦ — Опытнодемонстрационный центр по радиохимической переработке ОЯТ, пуск запланирован на 2017 г., ИР, AM Б и ЭПГ, РБМК, ВВЭР — типы реакторов, с которых будет поступать ОЯТ, ОРП — отделение разделки и пеналирования).

Рис. 2. Хранилище отработавшего топлива ВВЭР-440 (продольный разрез): 1 — кран мостовой грузоподъемностью 125/20 т; 2 — кран мостовой грузоподъемностью 15 т; 3 — чехол с ТВС; 4 — транспортный вагон-контей нер.

Извлеченное из активной зоны энергетического реактора ТВС с ОЯТ хранят в бассейне выдержки на АЭС в течение 54−10 лет для снижения в них тепловыделения и распада короткоживущих радионуклидов. Отметим, что в 1 кг ОЯТ АЭС в первый день после его выгрузки из реактора содержится от 26 до 180 тыс. Ки радиоактивности. Через год активность 1 кг ОЯТ снижается до 1 тыс. Ки, через 30 лет — до 0,26 тыс. Ки. Через год после выемки в результате распада короткоживущих радионуклидов активность ОЯТ сокращается в 12 раз, а через 30 лет — в 200 раз и постепенно уменьшается в течение сотен лет.

Типовое, отдельно стоящее хранилище ОЯТ (рис. 2) состоит из трёх основных отделений: приёма, перегрузки выдачи транспортных контейнеров; хранения топлива; технологических систем и служб обеспечения условий хранения топлива. Стены и дно бассейна покрыты двойной металлической облицовкой из нержавеющей стали. Отсеки бассейна имеют щелевое перекрытие, которое обеспечивает нормальные условия работы персонала. Щели перекрытия являются транспортными путями развозки чехлов с топливом и обеспечивают необходимый порядок расстановки чехлов в отсеках бассейна. ОЯТ хранят под защитным слоем воды (3,0 м над активной частью ТВС). Такой способ требует несложной технологии его обслуживания и обеспечивает требования биологической защиты в процессе выполнения всех технологических операций при прямом визуальном контроле, постоянном отводе тепла, выполнения технологических процессов перегрузки и хранения топлива.

Для поддержания нужного качества воды в бассейне предусмотрена очистка её по двухступенчатой схеме: на первой ступени воду очищают от взвешенных продуктов коррозии, а на второй — от растворенных солей; одновременно проводят очистку от радиоактивных загрязнений. На первой ступени применяют оборудование и фильтрующие материалы двух типов: намывные фильтры патронного типа с использованием вспомогательного фильтрующего материала — перлита; насыпные фильтры с использованием в качестве фильтрующего материала ионно-обменной смолы (катионита). Вторую ступень выполняют в виде двух фильтров с раздельной загрузкой катионита и анионита.

Мокрое хранение позволяет осуществлять непосредственный контроль состояния топлива. Параметры воды поддерживаются с помощью простых и надежных технологий. Вода обеспечивает необходимую биологическую защиту при хранении ОЯТ и выполнении технологических операций по загрузке топлива и выгрузке его из бассейнов.

Требования, предъявляемые ко всем типам хранилищ, включают:

• — обеспечение ядерной безопасности при хранении и проведении транспортно-технологических операций с ОЯТ;
• — обеспечение радиационной безопасности персонала и защиты окружающей среды;
• — контроль отвода остаточного тепловыделения, обеспечение целостности топливной оболочки и сохранности топлива в хранилище.

Радиационная безопасность и охрана окружающей среды обеспечиваются размещением хранилища в санитарно-защитной зоне АЭС; зональной компоновкой помещений хранилища с организацией санпропускника и саншлюза; сбором и удалением жидких и твёрдых РАО; системой дезактивации транспортно-технологического оборудования; радиационным контролем внутри и за пределами хранилища.

При проектировании хранилищ учитываются возможные аварийные ситуации, связанные, как с воздействием внешних факторов (землетрясение, ураган, наводнение и т. п.), так и возникающие из-за отказов в работе оборудования, ошибок персонала и др. Особое внимание уделяется аварийным ситуациям, связанным с «зависанием» топлива (т.е. нахождением топлива свыше установленного регламентом времени в состоянии, не предусмотренном технологией хранения), или его падением при проведении операций по загрузке, перемещению и выгрузке топлива из бассейна. Рассматриваются также последствия запроектных аварий: возникновение цепной реакции в хранилище, полное обезвоживание хранилища, падение оборудования и строительных конструкций на перекрытия отсеков хранения и хранящееся топливо.

Перегрузка ОЯТ в приреакторный бассейн производится на остановленном реакторе через специальный бассейн перегрузки, который функционирует только в период остановки реактора, и перед началом плановой перегрузки бассейн перепэузки заполняется борированой водой и соединяется с бассейном хранения и реактором. На АЭС с ВВЭР-1000 принят «мокрый» способ перегрузки с использованием перегрузочной машины, которая под защитным слоем воды извлекает сборки из активной зоны реактора и передает в расположенное рядом хранилище. В режиме перегрузки топлива, когда бассейн выдержки соединен с бассейном перегрузки и реактором, требования к качеству воды ужесточаются как по содержанию борной кислоты, так и по химическому составу.