Хранение ОЯТ.

ОЯТ обладает высокими радиоактивностью и температурой (из-за остаточных тепловыделений в результате радиоактивного распада продуктов деления) и представляет, следовательно, опасный материал. Поэтому отработавшие ТВС должны охлаждаться и быть надежно изолированы во избежание утечек радиоактивных веществ в окружающую среду. Отработавшие ТВС выдерживаются на АЭС в специальных бассейнах под слоем воды, которая служит не только защитой от излучения, но и является охлаждающей средой.

После нескольких лет выдержки в бассейне радиоактивность и тепловыделение ОЯТ заметно снижаются, и оно становится транспортабельным. Через год после выдержки тепловыделение снижается в 200 раз, радиоактивность — примерно в 100 раз.

Транспортировка ОЯТ.

Транспортировка ОЯТ необходима для доставки его на завод по переработке или в долговременное хранилище. Транспортировку ОЯТ во всем мире производят тремя видами транспорта (автомобильным, железнодорожным и водным). Независимо от способа транспортировки ОЯТ главным условием этого процесса является безопасность, т.е. недопущение попадания радиоактивных веществ в биосферу, в том числе и в случае аварии на транспорте. Для этого используются специальные герметичные контейнеры, которые выдерживают возможные внешние воздействия при аварийных ситуациях (падение на стальной стержень, плиту, воздействие высокой температуры при внешнем горении и т.д.). Требования к герметичности контейнеров разработаны МАГАТЭ и приняты более чем в 60 странах, а также Международной организацией гражданской авиации, Международной морской организацией и региональными транспортными организациями.

В России ОЯТ с АЭС перевозят железнодорожным транспортом (рис. 1.14), например, на завод РТ-2 ОЯТ поступает в специальных вагонах с горизонтальным расположением в них контейнеров.

Безопасность транспортировки ОЯТ по железным дорогам обеспечивается не только надежными контейнерами, но и дополнительными мерами административного характера: обязательное спецсопровожде- ние, дополнительный контроль, обслуживание в процессе перевозки, «зеленый коридор» и т.д.

Выгрузка контейнера для транспортировки ОЯТ

Рис. 1.14. Выгрузка контейнера для транспортировки ОЯТ

Транспортировка ОЯТ осуществляется на разные расстояния — внутри одной страны, между странами одного или разных континентов. Франция, например, осуществляет перевозку ОЯТ на радиохимический завод «Cogema» как со своих собственных АЭС, так и из Германии, Швейцарии, Бельгии, Испании, Индонезии, Нидерландов, Кореи, Тайваня, Японии, Мексики. При этом все зарубежные организации, занимающиеся транспортировкой ОЯТ, являются прибыльными коммерческими компаниями.

Радиохимическая переработка ОЯТ. Переработка отработавших ТВС производится с целью извлечения делящихся материалов (в первую очередь урана и плутония) для дальнейшего их использования в качестве топлива ядерных реакторов.

В России с 1977 г. действует завод радиохимической переработки ОЯТ РТ-1 проектной мощностью 400 т тяжелого металла в год, расположенный на территории Производственного объединения «Маяк» (Челябинск-65). Завод создан на базе первого в России радиохимического объекта по производству оружейного плутония, пущенного в эксплуатацию в 1948 г. Наработка оружейного плутония была прекращена в 1987 г. На РХЗ перерабатывается ОЯТ реакторов ВВЭР-440, атомных подводных лодок, ледоколов, исследовательских реакторов и реакторов на быстрых нейтронах. Экономическая выгода переработки части топлива обусловлена своеобразием сложившейся структуры большой и малой, в том числе и военной, ядерной энергетики. Целесообразность переработки отработавшего высокообогащенного топлива очевидна ввиду высокого содержания урана-235. Смешение высокообогащенного регенерированного урана с ураном, полученным из отработавшего топлива ВВЭР-440, имеющего относительно низкое выгорание по урану-235, позволяет получать слабообогащенное топливо для всех реакторов РБМК. Опытная эксплуатация рециклированного топлива ведется на энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. Полученный плутоний направляется на временное хранение.

Для основного количества ОЯТ в России принята концепция промежуточного хранения, что не является отложенным решением, а рассматривается как технологическая стадия, которая существенно снижает радиоактивность продукта и облегчает дальнейшую радиохимическую переработку в целях обеспечения широкомасштабной энергетики будущего.

Росатом приступил к практической реализации этой концепции, начав работы по созданию централизованного хранилища ОЯТ на Горно-химическом комбинате, где в перспективе запланировано размещение радиохимического комплекса РТ-2. Начало строительства завода РТ-2 под Красноярском было положено 29 мая 1976 года. Завод проектной мощностью 1500 т/год предназначался для приема, хранения, временной выдержки и последующей переработки отработавшего ядерного топлива с АЭС. В настоящее время ГХК получает ОЯТ с АЭС России, Украины, Болгарии, на которых эксплуатируются реакторы ВВЭР-1000.

Горно-химический комбинат имеет большой опыт транспортировки и хранения ОЯТ. С 1985 г. действует мокрое хранилище (ХОТ-1), где ОТВС хранятся под слоем воды не менее 2,5 м. Это обеспечивает надежную защиту от всех видов излучения. Проектная емкость хранилища 6000 т (по урану). Выполняются работы по увеличению полезной емкости до 8600 т. В настоящее время рядом с «мокрым» хранилищем строится сухое хранилище в камерном варианте общей емкостью 38000 т ОЯТ, из них 27000 т — для хранения ОТВС реакторов РБМК-1000 и 11000 т — для ОТВС реакторов ВВЭР-1000, проект которого разработал ФГУП «Головной институт ВНИПИЭТ» (г. Санкт- Петербург). Главный корпус сухого хранилища (ХОТ-2) представляет собой монолитное железобетонное здание, в состав которого входят отделение приема и подготовки ОЯТ к хранению и отделение хранения ОЯТ.

Перед установкой ОЯТ на длительное хранение ОТВС помещаются в специальные пеналы, изготовленные из нержавеющей стали. Для улучшения теплосъема пеналы заполняют азотом или аргоном, а затем герметизируют. Подготовленные пеналы со сборками устанавливаются в гнезда из нержавеющей стали, находящиеся в перекрытии монтажного зала хранилища. Через гнезда проходит воздух для охлаждения пеналов с ОТВС.

Сухое хранилище создается на основе недостроенных зданий завода РТ-2. ХОТ-2 будет оснащен современными системами контроля радиационной и ядерной безопасности. Комплекс хранилища ХОТ-2 обеспечит безопасное долговременное хранение ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000 и передачу его в дальнейшем на радиохимическую переработку или подземную изоляцию.

Переработка ОЯТ означает замкнутый ЯТЦ, включая рециклирование урана и плутония. При переработке ОЯТ образуются в незначительном количестве радиоактивные отходы (высокоактивные продукты деления), которые подлежат дальнейшей переработке в устойчивые и компактные формы и окончательному удалению (захоронению).

1ЛЛ. Перспективные ЯТЦ

Все исследовательские программы, направленные на создание более современных топливных циклов с трансмутацией, ориентируются, главным образом, на системы реакторного типа, использующие нейтроны быстрого спектра, хотя продолжаются некоторые работы и в области ускорительных систем.

ЯТЦ на основе быстрых реакторов (рис. 1.15) позволяет минимизировать объемы РАО и оптимизировать потребление природных ресурсов. Трансмутация трансурановых элементов наиболее эффективна в быстрых реакторах. Большинство трансурановых элементов могут делиться под воздействием нейтронов быстрого спектра с выделением энергии. Поэтому в высокоактивные отходы перейдет меньшее их количество.

Топливный цикл на основе быстрых реакторов

Рис. 1.15. Топливный цикл на основе быстрых реакторов

В зависимости от цены на уран, а также стоимости рециклирования ядерных материалов и расходов на реализацию back-end, коммерчески привлекательным может оказаться и ториевый топливный цикл. Однако до сих пор данная технология еще не достигла уровня, позволяющего свободный выход на рынок. Лишь Индия в настоящее время ориентируется на данный вариант топливного цикла.

Варианты применения ториевого топлива в замкнутом ЯТЦ на основе легководных или тяжеловодных реакторов, самостоятельно или в сочетании с быстрыми реакторами, выглядят более привлекательно с точки зрения эффективного использования ресурсов. Международный форум «Поколение IV» рассматривает реакторы с теплоносителем из расплава солей и уран-ториевым топливным циклом в качестве возможной долгосрочной альтернативы быстрым реакторам на уран- плутониевом топливе. Однако применение тория с полным рециклированием 233U может быть реализовано только в долгосрочной перспективе, поскольку для него по-прежнему необходимо выполнить значительный объем исследовательских работ и технологических разработок, а также технико-экономических обоснований для подтверждения рентабельности [12].

Результаты анализа замыкания ЯТЦ показывают, что системные проблемы действующей ядерной энергетики (непрерывно возрастающее количество ОЯТ и РАО и неэффективное использование природного урана) решаются при формировании ядерной энергетической системы, в состав которой входят реакторы на быстрых нейтронах с улучшенными параметрами воспроизводства топлива в сочетании с реакторами ВВЭР при обеспечении переработки, рециклирования и регенерации топлива. В настоящее время разрабатывается проект ВВЭР-ТОИ, предусматривающий работу в маневренном режиме и возможность использования МОКС-топлива.

Технология быстрых натриевых реакторов рассматривается в России как приоритетная, т. к. в ближайшей и среднесрочной перспективе отсутствует альтернатива внедрению в замкнутый ЯТЦ иной реакторной технологии. Россия имеет значительный научно-технический и проектный задел в данной технологии. АЭС с реактором БН-600 эксплуатируется с 1980 г. В декабре 2015 г. в энергосистему включен энергоблок с реактором БН-800. Разрабатывается проект реактора БН-1200, который может быть использован в ядерной системе четвертого поколения с замыканием ЯТЦ.

Ядерная энергетическая система с ВВЭР и БН в замкнутом ЯТЦ предполагает опытно-промышленный комплекс БН-800 с инфраструктурой для отработки технологий замыкания ЯТЦ (с 2016 г.); промышленный энергокомплекс (ПЭК), включающий энергоблоки с реакторами БН-1200 и инфраструктуру замкнутого ЯТЦ (с 2025 г.); сооружение энергоблоков с ВВЭР в соответствии с инвестиционной программой ГК «Росатом»; переработку ОЯТ ВВЭР для использования плутония в БН (с 2020 г.), эксплуатацию реакторов ВВЭР с МОКС- топливом на основе ОЯТ БН (с 2029 г.).

Ключевыми событиями по замыканию ЯТЦ до 2035 г. являются: ввод в эксплуатацию заводов по производству МОКС-топлива для реактора БН-800, БН-1200 (до 2025 г.), ВВЭР-ТОИ (до 2028 г.); сооружение модуля по переработке ОЯТ реакторов БН-800 и БН-1200 (до 2025 г.); разработка технического проекта головного энергоблока БН-1200 в составе ПЭК с замыканием ЯТЦ (2016); переработка ОЯТ ВВЭР (2025); сооружение пяти блоков БН-1200 (2025—2035 гг.); начало эксплуатации ВВЭР на МОКС—топливе (2030) [13].

Одним из факторов, требующих скорейшего внедрения замкнутого ЯТЦ, является опережающий по отношению к установленной мощности рост расходов концерна Росэнергоатом на оплату услуг по обращению с ОЯТ. В перспективе, после передачи ОЯТ из федеральной собственности в собственность генерирующей компании, оплата услуг за обращение с ОЯТ полностью ляжет на плечи концерна. Вывод из эксплуатации энергоблоков еще более осложнит проблему ОЯТ. В результате себестоимость электроэнергии концерна может оказаться неудовлетворительной для рыночных условий.

Масштабы и время перехода на замкнутый топливный цикл в каждой из стран определяются балансом ядерного топлива и энергетическими потребностями. В странах с развитой атомной энергией и отсутствием потребности в ее быстром развитии (Франция, Япония, Корея, США) переход на коммерческое использование быстрых реакторов планируется ближе к середине столетия. Для стран с развивающейся атомной энергетикой (Россия, Индия, Китай) внедрение замкнутого ЯТЦ с быстрыми реакторами актуально уже сейчас.

7.4. 5. Радиоизотопная продукция

Со времени открытия радиоактивности ученые научились получать радиоизотопы с заранее определенными свойствами, которые используются в различных областях науки и техники (в медицине, биологии, дефектоскопии и т.д.). Возникла новая область медицины — ядерная медицина, в которой радиоизотопы используют как для идентификации начальной стадии заболевания за несколько месяцев до его появления, так и для целенаправленного воздействия на ткани органов в терапевтических целях. Эра современной ядерной медицины исчисляется с 14 июня 1946 года — со дня публикации американским журналом «Science» объявления о том, что радиоактивные изотопы могут поставляться по заявкам потребителей.

В России основы использования энергии атома в области биологии были заложены И. В. Курчатовым на рубеже 40...50 гг. XX века. В тот период начала формироваться новая отечественная отрасль — ядер- ная медицина, включающая два основных направления с использованием радионуклидов: диагностику и лечение.

Более 40 лет назад в Обнинске был создан Институт медицинской радиологии АМН СССР[1], перед которым стояли научные и практические задачи по изучению особенностей воздействия ионизирующих излучений на организм человека и разработке на их основе новых методов диагностики и лечения.

Современные методы диагностики разделяются на «ин виво» и «ин витро». Первые основаны на введении человеку радиофармацевти- ческих препаратов (РФП), а также на определении в организме естественных радионуклидов. Эти методы позволяют обеспечить неинвазивное исследование структуры и функции практически всех органов и систем человека с высокой точностью и достоверностью при малой лучевой нагрузке на пациента и персонал.

«Ин витро» радиоиммунологические методы используют для определения содержания биологически активных веществ (гормонов, ферментов, опухолевых антигенов, лекарств и т. д.) в образцах сыворотки крови, плазмы, мочи и т. п.

Методы радионуклидной диагностики играют исключительно важную роль во всех областях медицины. Практически все методы визуализации, применяемые в ядерной медицине, являются более информативными, точными и обладают более высокой разрешающей способностью, так как выявляют функциональные изменения органов и тканей на ранней стадии и буквально на клеточном уровне.

Радионуклидная терапия — это второе направление ядерной медицины. Оно основано на применении открытых источников бета- и альфа-излучения. Полная реализация энергии излучателей на расстоянии до нескольких миллиметров позволяет создавать высокие дозы радиации в органе-мишени без повреждения окружающих нормальных тканей.

В промышленности для контроля сварных соединений, основного металла оборудования и трубопроводов широко используют радиационные методы контроля, основанные на способности ионизирующего излучения, в том числе гамма-излучения радионуклидов, неодинаково проникать через различные материалы и поглощаться в них в зависимости от толщины, рода (плотности) материалов и энергии излучения. Для выявления дефектов в изделии с одной стороны устанавливают источник излучения, с другой — детектор, регистрирующий информацию о внутреннем строении контролируемого объекта (рис. 1.16). Излучение от источника, проходя через изделие в дефектном и бездефектном местах, будет поглощаться по-разному и выходить на детектор (например, радиографическую пленку) с разной интенсивностью. В результате дефект (например, пора, трещина) будет виден на радиографическом снимке. В качестве радионуклидов в промышленной дефектоскопии наиболее часто используют тулий |7НТш, селен 75Se, иридий 1921г, цезий137 Cs и кобальт 6"Со.

Гамма-дефектоскопия (радиография) сварного шва

Рис. 1.16. Гамма-дефектоскопия (радиография) сварного шва

Получение радионуклидов путем нейтронного облучения мишеней в ядерных реакторах является основным способом их производства. Ядерные реакторы — генераторы огромного количества искусственных радионуклидов, основные из которых — продукты деления и актиноиды. К продуктам деления принято относить не только радионуклиды, полученные непосредственно в результате реакций деления тяжелых ядер, но и те радионуклиды, которые образовались в результате радиоактивных превращений и ядерных реакций на радиоактивных и стабильных продуктах деления.

В ядерных реакторах образуются радионуклиды с массовыми числами от 72 до 166 и около 60 актиноидов — трансурановых и транс- плутонисвых элементов. Краткие сведения об актиноидах на момент окончания трехлетней кампании энергетических реакторов приведены в табл. 1.9.

Таблица 1.9

Концентрация актиноидов в ОЯ Г энергетических реакторов, г/т

Нуклид

ВВЭР-440

ВВЭР-1000

РБМК-1000

235и

12700

12300

2940

256 и

4280

5730

2610

238U

942000

929000

962000

238 Ри

75,6

126

68,6

239 Ри

5490

5530

2630

240 Ри

1980

2420

2190

244Ст

14,8

31,7

5,66

241 Ат

517

616

293

243Ат

69,3

120

73,8

Образуются также другие радионуклиды из числа долгоживущих продуктов деления:795е (6,5х 104 лет)';932г (1,53х 106 лет);"Тс (2,5х10;> лет); l07Pd (6,5х 106лет); l26Sn (1 х 105 лет); l29I (1,57х 107лет) иB3Cs (2,3х 106 лет). Тройное деление тяжелых ядер, вероятность которого невелика, сопровождается образованием3 Н и14 С.

Выгружаемое из ядерных реакторов ОЯТ содержит свыше 300 продуктов деления. Наибольшую ценность представляют: 237Np, 242Cm и241 Am (материалы мишеней для получения238Ри),243Ат (материал мишеней для получения244Ст и других TpaHcypaHOB),238Pu,90Sr,244Cm,l4,Pm (источники тепла и излучений), 137Cs и |44Се (источники излучений),85Кг (источник света). Концентрация радиоактивных материалов в ОЯТ значительна. В одной тонне ОЯТ (исходное обогащение 2,4 % при выгорании более 25 ГВтсут/т) содержится:241 Am — 50 г,244Ст — 31 г,238Ри — 168 r,237Np -450 г,85Кг— 20 r,90Sr- 600 r,l37Cs- 1000 г,|47Рт - 100 г.

В каждой тонне ОЯТ содержится около 10 кг плутония, который не имеет оружейного качества. На энергоблоках АЭС в 30 странах мира ежегодно образуется 60—70 т плутония. Энергетическая ценность г плутония эквивалентна 1 т нефти. Вторичное использование плутония может осуществляться в обычных реакторах на тепловых или на бы- [2]

стрых нейтронах. В ОЯТ 3 % массы исходного урана составляют продукты деления, т.е. практически сами отходы. Остальное — ядерное топливо: недоиспользованный уран (96%) и наработанный плутоний (1 %). Регенерированное ядерное топливо (уран) может быть повторно использовано.

Производство радионуклидов из ОЯТ начало развиваться в начале 60-х гг. XX в. В настоящее время оно осуществляется в нескольких странах и оценивается как одно из перспективных направлений производства радионуклидов. Масштабы производства таких радионуклидов определяются мощностями действующих заводов по переработке ОЯТ, наличием установок для выделения ценных радионуклидов из отходов переработки ОЯТ, а также спросом на выделяемые радионуклиды.

Применение радиоактивных нуклидов в качестве источников тепла в автономных энергетических установках в диапазоне мощностей от нескольких микроватт до 10 кВт является относительно новой и перспективной областью их использования. Наиболее разработаны и используются радионуклидные термоэлектрические генераторы (РИ- ТЭГ), где применяется термоэлектрический метод преобразования энергии радиоактивного распада в электрическую энергию. Это обусловлено тем, что они просты в изготовлении, надежны в работе и имеют ресурс до 25 лет.

В настоящее время основными областями применения РИТЭГ является энергообеспечение бортовой аппаратуры космических летательных аппаратов, автоматических навигационных, метеорологических наземных и морских станций.

Применение радионуклидов в качестве источников тепла (РИТ) основано на использовании энергии, выделяющейся при распаде радиоактивных изотопов.

Характерно, что 80 % действующих наземных и морских энергосистем работают Ha90Sr, примерно 20% — на238Ри и60Со, в космической и военной аппаратуре преобладает использование238Ри. Значительно реже используется |47Рт. В настоящее время источники тепла различной мощности типа РИТ-238, РИТУ-90 и РИТ-90 изготовлены на основе радионуклидов238Pu M90Sr-90Y.

Таким образом, возможность получения радионуклидов для последующего использования является характерной особенностью технологии переработки облученного топлива. В настоящее время радионуклиды находят все более широкое применение в промышленности, научных исследованиях, медицине и малой энергетике.

Привлекает внимание возможность извлечения из выдержанного длительное время ОЯТ энергетических реакторов нуклидов платиновой группы, так как расчеты показывают, что общее количество металлов Ru, Rh и Pd в ОЯТ может быть соизмеримо с природными ресурсами этих элементов.

  • [1] В настоящее время — Медицинский радиологический научный центр РАМН(МРНЦ РАМН).
  • [2] В скобках указано значение периода полураспада радионуклиода.
 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ   ОРИГИНАЛ     След >