“Статус”, май 1997: Обращение с ОЯТ, образующимся на российских АЭС

Ядерное топливо

Природный уран состоит из смеси трех изотопов урана: U-238 (99,28%), U-235 (0,7%), U-234 (0,006%). Из этих трех изотопов только уран-235 способен поддерживать цепную реакцию деления ядра в реакторе, но поскольку его содержание в природном уране недостаточно, в топливном цикле происходит несколько операций для его обогащения. Ядерные реакторы АЭС, расположенных в странах Восточной Европы и на территории бывшего СССР, работают на топливе из керамического диоксида урана. Для различных типов ядерных реакторов АЭС требуется обогащение от 2,4% до 26%. Степень обогащения зависит от типа реактора: для ВВЭР-1000 – 4-5%; ВВЭР-440 – 3,6%; РБМК-1000 – 2,4-2,6%; в реакторах типа БН-600 есть три зоны, в которых используется ядерное топливо с обогащением в 17%, 21% и 26%.

Образование отработанного ядерного топлива

Ядерное топливо, заключенное в ТВЭЛы (которые в свою очередь могут быть собраны в топливную сборку), работает в активной зоне реактора от 3 до 5 лет. За этот период времени уран-235 выгорает в процессе поддержания цепной реакции. Уран-238, присутствующий в обогащенном уране в избыточном количестве, поглощает лишние нейтроны, позволяя контролировать цепную реакцию. При это сам уран-238 превращается в плутоний. Основной источник накопления плутония – цепочка превращений, которая начинается с облучения урана-238 нейтронами, что приводит к появлению изотопа плутоний-239. Остальные изотопы (Pu-240, Pu- 241, Pu-242) образуются с гораздо меньшей скоростью накопления. Таким образом, после извлечения из реактора 100 кг отработанного топлива, 740 г из этого количества будут составлять высокоактивные изотопы плутония (альфа- излучатели) с большим периодом полураспада и, примерно, 4 кг – высокоактивные трансурановые радионуклиды (тоже альфа-излучатели).

Ядерные сборки, извлеченные из активной зоны реактора после трех лет работы, содержат 26 тысяч Кюри активности на килограмм веса. Учитывая, что количество топлива в реакторе типа ВВЭР-1000 составляет около 90 тонн, накопленная активность будет порядка 780 миллионов Кюри. Выгруженные ядерные сборки хранятся около 3-х лет в бассейнах выдержки, расположенных на площадках АЭС. На атомных энергоблоках с реакторами типа ВВЭР проектом предусмотрена возможность полной выгрузки активной зоны в аварийных ситуациях. Бассейны выдержки имеют емкость от 3 до 8 активных зон, в зависимости от количества энергоблоков. Через год выдержки активность ОЯТ снижается в 12 раз, через 3 года – примерно в 32 раза.

Хранение ОЯТ атомных станций

По данным Госатомнадзора, на площадках АЭС накоплено отработанного ядерного топлива сверх количеств, определенных проектами. Это вызвано прекращением вывоза топлива с АЭС, работающих на реакторах РБМК-1000, и низким темпом вывоза с АЭС с реакторами типа ВВЭР и БН. Из-за нерешенности проблем с отработанным ядерным топливом реакторов РБМК-1000, некоторые эксперты полагают, что станции с реакторами этого типа будут выведены из эксплуатации раньше проектного срока.

Бассейн выдержки на Курской АЭС (4 реактора РБМК-1000) заполнен до проектного объема. На Ленинградской АЭС (4 реактора РБМК-1000) был осуществлен частичный переход на уплотненное хранение, что позволило только временно снять остроту проблемы. На сегодня станция снова испытывает трудности с размещением топлива, имея в своем хранилище более 22 тысяч топливных сборок. Для всех 4 энергоблоков Кольской АЭС в приреакторных бассейнах выдержки не обеспечивается аварийная выгрузка активной зоны. Сегодня на станции производится хранение около 2500 отработанных топливных сборок. Аналогичная ситуация сложилась на 4 энергоблоке (ВВЭР-440) Нововоронежской АЭС. На станции сегодня эксплуатируется три энергоблока с двумя реакторами типа ВВЭР-440 и одним РБМК-1000. На Билибинской АЭС, где работает 4 реактора типа ЭГП-12, бассейны будут заполнены через 5 лет. Строительство дополнительного хранилища заморожено из-за отсутствия средств. На Белоярской АЭС до сих пор не принято решение об обращении с топливом двух заглушенных реакторов (АМБ-100 и АМБ-200). Сегодня на Белоярской АЭС в эксплуатации остался только один энергоблок с реактором типа БН-600.

Сегодня на площадках АЭС накоплено 7500 тонн топлива реакторов РБМК. 1800 тонн топлива реакторов ВВЭР-1000 (годовое образование ОЯТ на этих реакторах составляет порядка 135 тонн) находится в хранилище Красноярска-26 (общий объем хранилища 6000 тонн). Около 1100 тонн топлива реакторов ВВЭР-1000 находится в бассейнах выдержки на 4 АЭС. В хранилище ПО "Маяк" в Челябинске- 65 размещено 465 тонн топлива реакторов разных типов. Сохраняется тенденция к накоплению ОЯТ в хранилищах, расположенных на территории научно- исследовательских ядерных центров России.

Учитывая приведенные выше данные, сегодня можно оценить общий масштаб ОЯТ в России примерно в 10 тысяч тонн с активностью более 5 миллиардов Кюри.

Обращение с ОЯТ реакторов типа ВВЭР

В 1976 году был пущен завод РТ-1 для переработки и регенерации отработанного ядерного топлива мощностью 400 тонн в год. Завод РТ-1 способен перерабатывать ОЯТ от реакторов ВВЭР-440, БН-600, БН-350, некоторых исследовательских реакторов, а также от энергетических ядерных установок с реакторами типа ВВЭР атомного флота ВМФ и ледокольного атомного флота. Переработка обеспечивает выделение урана в виде плава соли уранил-нитрата (с обогащением по урану-235 до 2,5%) для повторного использования в ядерном топливе реакторов РБМК-1000; выделение энергетического плутония в виде диоксида плутония; получение гранулированного порошка для изготовления уран-плутониевого смешанного топлива (MOX-топлива) с содержанием плутония 5,0-25% для реакторов на быстрых нейтронах. Поскольку промышленный опыт работы этих реакторов не существует, а производство MOX-топлива отсутствует, энергетический плутоний, получаемый при регенерации ОЯТ, складируется на ПО "Маяк". На сегодня его запасы оцениваются в 30 тонн.

ОЯТ поступает на ПО "Маяк" не только от российских АЭС, но от АЭС, построенных по советским проектам, Украины, Венгрии, Болгарии, Чехии и Словении. Разовые поставки происходили от исследовательского реактора в Ираке.

Переработка и регенерация топлива на ПО "Маяк" является экологически вредным производством. Суммарная радиоактивность всех отходов составляет около 600 тысяч Кюри на одну тонну перерабатываемого ОЯТ. По соглашению, достигнутому между "Маяком" и администрацией Челябинской области, ежегодно на заводе РТ-1 может перерабатываться 250 тонн ОЯТ (проектная мощность комбината – 400 тонн в год). При этом в год образуется 150 миллионов Кюри радиоактивных отходов. Однако, по заявлению представителей Минатома, в 1995 году комбинатом было переработано гораздо меньшее количество ОЯТ. Ожидалось, что в 1996 году объемы переработки будут также сокращены. По имеющейся информации, на период с 1991 по 1994 год, только четверть топлива с реакторов ВВЭР-440 была доставлена на ПО "Маяк" и переработана. С марта этого года Госатомнадзор своим постановлением временно лишил ПО "Маяк" разрешения проводить переработку ОЯТ.

Обращение с ОЯТ реакторов типа ВВЭР-1000

Отработанное ядерное топливо от реакторов ВВЭР-1000 поступает в хранилище Красноярского горнохимического комбината от трех АЭС России, работающих на реакторах этого типа. Доставка этого топлива также осуществляется от четырех украинских станций и от одной станции в Болгарии. Переработка этого топлива должна была осуществляться на заводе РТ-2 в Краноярске-26. Проектная мощность завода составляла 1500 тонн ОЯТ в год. Но строительство завода было заморожено в 1990 году из-за недостатка финансирования. В настоящее время из всего запроектированного комплекса введено в эксплуатацию только хранилище ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 с общей емкостью 6000 тонн. На сегодня хранилище заполнено на 30% (около 1800 тонн ОЯТ). Ожидается, что полное заполнение хранилища произойдет к 2015 году. Целесообразность завершения строительства завода РТ-2 ставится под сомнение как с экономической, так и с экологической точек зрения. Попытка Красноярского экологического движения провести краевой референдум против строительства РТ-2, была 18 апреля 1997 года отвергнута законодательным собранием Красноярского края. Решение депутатов было обжаловано в краевой суд, который должен был провести рассмотрение этого дела в начале июня.

Обращение с ОЯТ реакторов типа РБМК-1000

Концепция обращения с ОЯТ реакторов типа РБМК еще не определена. Проведенные исследования показали, что в связи с низким содержанием в топливе изотопа урана-235 и большими запасами уже накопленного энергетического плутония, который можно извлекать при переработке ОЯТ, переработка этого типа ОЯТ экономически нецелесообразна (до 2010). Таким образом, обращение с ОЯТ реакторов РБМК-1000 – это долговременное хранение с возможностью дальнейшего захоронения в глубокие геологические формации или пересмотр всех экономических расчетов после 2010 года.

В настоящее время на площадках Ленинградской, Курской и Смоленской атомных станциях скопилось порядка 7500 тонн этого топлива с суммарной активностью 1250 тысяч Кюри. Ежегодное образование ОЯТ реакторов РБМК-1000 составляет около 750 тонн. Ожидается, что к 2005 году хранилища этих станций будут заполнены и, в случае если не будет принято решение по дальнейшему обращению с этим топливом, станции на реакторах РБМК-1000 будут выведены из эксплуатации не выработав свой проектный ресурс. В настоящее время на этих станциях проводятся мероприятия по уплотнению хранилищ ОЯТ. В частности, было проведено уплотнение хранилища на Ленинградской АЭС. Хотя эта мера временная и не решающая проблемы.

Заключение

К 2010 году Россия планирует вывести из эксплуатации 24 из 29 ныне действующих энергоблоков АЭС, что приведет к резкому накоплению ОЯТ.

В настоящее время окончательно остановлены два энергоблока Белоярской АЭС (АМБ-100 и АМБ-200) и два энергоблока Нововоронежской АЭС (ВВЭР-210 и ВВЭР-365). На Нововоронежской АЭС ОЯТ выгружено полностью и хранится на АЭС. На первом блоке Белоярской АЭС ОЯТ выгружено полностью, на втором блоке в реакторе осталось несколько топливных сборок. В бассейнах выдержки АЭС хранятся 4990 топливных сборок, часть кассет потеряла герметичность, имеет место прямой контакт урана с водой, активность которой увеличилась за три года в 1,6 раз. Первый энергоблок Белоярской АЭС был остановлен в 1980 году, но работы по подготовке его к утилизации еще не закончены.

Замкнутый топливный цикл, который частично выполняется в России, себя не оправдал. Выделяемый энергетический плутоний никак не используется и накапливается в хранилищах. Более того, 21 марта 1997 года Госатомнадзор приостановил разрешение переработки ОЯТ на ПО "Маяк". В настоящее время ни администрация ПО "Маяк", ни представители Госатомнадзора не могут назвать даты возобновления работы комбината. Открытый топливный цикл в России не выполняется из-за отсутствия долговременного хранилища ОЯТ. Принимая во внимание печальный опыт вывода из эксплуатации энергоблоков Белоярской и Нововоронежской АЭС, можно сделать вывод, что планируемое закрытие 24 энергоблоков к 2010 году натолкнется на массу проблем, решать которые надо начинать уже сегодня.

Игорь Кудрик