Проектное видение облика международного центра по обращению с ОЯТ и РАО

И.Л.Рыбальченко, В.Д.Сафутин, М.И.Завадский, О.П.Анисимов, ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ»;
Ю.А.Ревенко, ФГУП «ГХК»;
В.Н.Романовский, НПО «Радиевый институт»


После довольно продолжительного «застоя» в разных регионах мира намечается возрождение атомной энергетики («ядерный ренессанс»). Появляются новые страны, которые ранее атомную энергетику не развивали, но которые претендуют на ее широкое использование.

Предполагается, что к 2050 году общая установленная мощность АЭС в мире может возрасти примерно в 3-4 раза и достичь 2000 ГВт.

По-прежнему безопасность АЭС является безусловным и ключевым условием развития атомной энергетики. Но на последнюю накладываются и другие требования, связанные с обеспечением «нераспространения ядерного оружия» и защитой от «ядерного терроризма», сокращением образования радиоактивных отходов, подлежащих окончательной изоляции от биосферы.

Стратегия долгосрочного развития атомной энергетики в России базируется на продолжении строительства энергоблоков с реакторами ВВЭР повышенной безопасности, разработках новых реакторов для АЭС с постепенным переходом на полностью замкнутый топливный цикл, как по урану, так и по плутонию, и с расширенным воспроизводством ядерного горючего в реакторах на быстрых нейтронах.

Планируется, что доля атомной энергетики в общем производстве электроэнергии в России в ближайшее время вырастет с 16 до 25 %.

Строится демонстрационный энергоблок на Белоярской АЭС с реактором БН-800, в перспективе планируется создание АЭС с реакторами БН-1800 в комплексе с предприятиями топливного цикла.

В конечном итоге к середине столетия в России планируется совместная эксплуатация реакторов на тепловых нейтронах типа ВВЭР и реакторов на быстрых нейтронах типа БН с технологическим комплексом замкнутого топливного цикла, составляющим «новую технологическую платформу» атомной энергетики» (НТП АЭ). На реализацию этой энергетической программы атомной энергетики установленной мощностью 50-60 ГВт потребуются финансовые средства в размере до 100 млрд. долл., в том числе более 30 млрд долл. на строительство производств ЗЯТЦ.

Несмотря на то, что многие страны эксплуатируют атомные энергоблоки уже много лет, только ограниченное число стран имеют развитую инфраструктуру ядерного топливного цикла, включающую как технологические установки по изготовлению топлива, так и технические средства и объекты по обращению с ОЯТ и РАО.

При разработке долгосрочной программы развития атомной энергетики в любой стране или регионе сооружение атомных энергоблоков должно быть строго увязано не только с поставками «свежего топлива», но и с мощностями по обращению с отработавшим топливом и с надежной изоляцией от биосферы радиоактивных отходов. На сегодняшний день такой увязки нет, что приводит к простому накоплению ОЯТ и РАО во временных хранилищах на станциях и региональных предприятиях топливного цикла.

В основу работы большинства действующих ЯЭУ заложено использование ядерного топлива, обогащенного по 235U; выгоревшее топливо при этом содержит наработанный в активной зоне реактора плутоний. Накапливаемый в реакторах плутоний, а также долгоживущие радионуклиды создают основные трудности в решении проблемы обращения с отработавшими в энергетических реакторах ядерными материалами. Проблема заключается в том, что:

• ОЯТ или неиспользуемые продукты его переработки как опасные радиоактивные материалы в соответствии с действующими нормативами должны быть надежно изолированы от биосферы на весь период, пока они создают опасность, а это период в тысячи лет;

• ОЯТ содержит в себе плутоний, включенный в основной список ядерных материалов, подлежащих учету и контролю в целях нераспространения;

• ОЯТ на длительный период остается высокоактивным материалом, а его склады (хранилища) в принципе представляют собой источник радиологической опасности для значительной территории как в случае техногенной аварии на хранилище, так и в случае террористической акции.

Без надежного решения проблем ОЯТ и окончательного удаления РАО с изоляцией их от биосферы реализация новых атомно-энергетических программ практически невозможна.

2. Международное сотрудничество в сфере ЯТЦ

Международная кооперация в сфере ядерных и радиоактивных материалов и ядерных установок регулируется международными соглашениями и строго контролируется МАГАТЭ.

Проблема обращения с ОЯТ и РАО также является доминирующей темой международного сотрудничества и взаимодействия многих стран мира, поскольку от их решения зависит развитие атомной энергетики. Ускорение решения этой проблемы требуется и в политических целях (нераспространение ядерных делящихся материалов, противодействие «ядерному терроризму», улучшение экологической обстановки и т. п.).

Попытки глобального решения проблем ЯТЦ предпринимались ранее (программа МАГАТЭ «МОЯТЦ», проекты международных хранилищ ОЯТ — ISFM и плутония — IPS, проект ХОЯТ на острове в океане, предложенный группой NPT), а в ряде организаций такие международные проекты прорабатываются и сейчас (Ассоциация «Ариус», NTI, NDF и др.). В настоящее время МАГАТЭ предлагает новые подходы к решению проблем ЯТЦ и ОЯТ на многосторонней основе. Предлагается создание ограниченного числа крупных межнациональных комплексов по обращению с ОЯТ и РАО, т. е. построить в ряде стран, использующих атомную энергию, несколько международных региональных центров при активном участии МАГАТЭ и других заинтересованных международных, правительственных и неправительственных организаций.

«Такой центр может быть не один. Российская Федерация — это естественный партнер для решения задач подобного рода, имея в виду высокий уровень развития ядерной энергетики в стране, наличие школы специалистов, кадров, развитой атомной инфраструктуры», — заявил президент Российской Федерации В.В.Путин (Минатом.Ру. 31.01.06).

«Наши коммерческие предложения по сооружению АЭС в неядерных странах предусматривают поставку энергоблоков под ключ с обязательствами по поставке ядерного топлива и возврату ОЯТ на весь период работы АЭС. Таким образом, стране-импортеру предоставляется гарантированная возможность получения благ использования мирной атомной энергии на наиболее экономически привлекательных условиях» (Каменских И.М., Минатом.Ру., 19.10.05).

В настоящее время в основном установлены международные принципы обеспечения безопасности при обращении с ОЯТ и РАО. В МАГАТЭ разработан комплекс норм и стандартов безопасности, в том числе в сфере обращения с ОЯТ и РАО. Разработаны рекомендации по созданию национальных и многонациональных систем обращения с радиоактивными отходами и выпущена серия публикаций по проектированию, строительству и эксплуатации хранилищ ОЯТ и РАО. В комплексе с национальными законами и стандартами по обеспечению радиационной безопасности этих нормативов и рекомендаций вполне достаточно для реализации технической политики по обращению с РАО в любой стране или регионе, где это необходимо.

3. Потенциальный состав объектов Международного регионального центра по обращению с ОЯТ в России

Одной из предпосылок выхода России на мировой рынок атомной энергетики и такого рода услуг является уникальная возможность создания в стране международного центра по обращению с ОЯТ и РАО на базе функционирующих много лет предприятий атомной промышленности.

Создание такого комплекса наиболее предпочтительно на ГХК (г. Железногорск). Это обосновывается тем, что ГХК обладает большим опытом в области обращения с ОЯТ и РАО. В составе ГХК много лет действуют радиохимическое производство по переработке ОЯТ промышленных реакторов и «мокрое» хранилище ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 проектной емкостью около 6000 т по урану, объекты обращения с РАО низкого и среднего уровня активности, инженерная и вспомогательная обслуживающая инфраструктура. Кроме того, одним из преимуществ размещения на ГХК такого комплекса является наличие разведанного в данном районе Нижнеканского гранитоидного массива, который может быть использован для захоронения надежно упакованных высокоактивных отходов (ВАО) от переработки ОЯТ и неперерабатываемого облученного топлива.

Для данного международного центра могут использоваться действующие проектируемые и строящиеся объекты обращения с ОЯТ и РАО на ГХК:

• «мокрое» хранилище ОЯТ ВВЭР-1000 (зд.1);

• первая, вторая и третья очереди «сухого» хранилища, общей емкостью около 40 000 т;

• новое хранилище ОЯТ контейнерного типа;

• подземный могильник отвержденных ВАО.

В период 2010–2020 гг. на ГХК планируется создать опытный стенд по радиохимической переработке ОЯТ для отработки технологии будущего крупномасштабного завода.

После 2020 года на ГХК могут быть созданы крупные мощности по переработке ОЯТ легководных реакторов (прогноз — до 3000 т/год).

Таким образом, на ГХК будут обеспечены условия для длительного хранения (сроком до 50 лет) ОЯТ реакторов различного типа (к 2020 году — в объеме ~40 000 т) с одновременной возможностью переработки ОЯТ и захоронением ВАО от этого объема переработки.

По различным оценкам создание такого комплекса может стоить порядка 15—20 млн долл. США. Строительство завода должно финансироваться из накопительного фонда, создаваемого за счет отчислений с каждого киловатт-часа отпускаемой электроэнергии. Такая надбавка к тарифу отпускаемой с АЭС электроэнергии должна быть незначительной при условии реструктуризации замыкающей части топливного цикла.

Важным достоинством создания центра на базе ГХК является его географическое размещение в центре пересечения возможных транспортных магистралей из разных регионов мира. К настоящему времени проработаны многие варианты транспортирования ОЯТ из различных регионов мира на площадку ГХК и показано, что имеется как техническая возможность таких перевозок, так и обеспечение всех необходимых мер безопасности.

Таким образом, проект Международного демонстрационного центра (МДЦ ОЯТ) может быть реализован на имеющейся в России инфраструктуре промышленных предприятий ЯТЦ, в первую очередь на объектах ГХК, и, при необходимости, на других объектах, включая площадки промежуточного хранения ОЯТ, транспортные комплексы, а также комплексы подземного захоронения отвержденных ВАО и неперерабатываемых ОЯТ в геологической формации (Нижнеканский гранитоидный массив или другие площадки).

В составе МДЦ могут быть предложены четыре основных объекта:

• буферное накопительное хранилище ОЯТ с возможностью хранения в течение 40—50 лет;

• радиохимический завод с глубоким фракционированием смеси радионуклидов и надежной иммобилизацией ВАО в устойчивые матрицы;

• хранилище-могильник для ВАО и неперерерабатываемого ОЯТ, обеспечивающее надежную изоляцию опасных отходов от биосферы;

• хранилище-могильник для долгоживущих НАО и САО в свободных выработках подземного ядерного комплекса.

Кроме этого, должна быть обеспечена необходимая для работы этих объектов инфраструктура, включая систему транспортирования ядерных материалов.

В составе МДЦ могут быть также опытно-промышленные установки для отработки новых технологий переработки ОЯТ, фракционирования изотопов, иммобилизации ВАО и трансмутации опасных радионуклидов. Эти установки могут размещаться на других объектах Росатома (рис. 1).


Рис. 1. Принципиальная блок-схема и структура международного демонстрационного центра обращения с ОЯТ атомной энергетики (МДЦ ОЯТ)

4. Проектные проработки объектов МРЦ ОЯТ

В настоящее время институтом ВНИПИЭТ с участием НПО «РИ» и ГХК проводятся предпроектные проработки по вопросам размещения опытно-демонстрационного центра для отработки технологических процессов будущего большого завода РТ с использованием действующей инфраструктуры ГХК. Предполагается использование как надгорной, так и подгорной части перерабатывающего комплекса ГХК. Разработан проект Программы «Создания опытно-демонстрационного центра по переработке ОЯТ на основе инновационных технологий» на 2007—2015 гг. Идет сооружение «сухого» долговременного хранилища ОЯТ.

4.1. Долговременное хранилище ОЯТ

Проект долговременного «сухого» хранилища камерного типа для хранения ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000 (ХОТ-2) на ГХК разработан ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ» 2003 г. и в настоящее время ведется строительство его первой очереди на ?5000 тонн ЯОТ РУ.

К основным преимуществам «сухой» технологии хранения ОЯТ относятся:

• степень деградации топлива в сухих условиях хранения минимальна, развитие дефектов в поврежденных ОТВС незначительно, вероятность ядерной опасности невелика;

• применен пассивный способ отвода остаточных тепловыделений от хранящегося топлива;

• низкие дозовые нагрузки на персонал при проведении операций по загрузке/выгрузке ОЯТ и эксплуатации хранилища;

• меньшая вероятность загрязнения окружающей среды;

• сравнительно низкие капитальные затраты на сооружение хранилищ;

• возможность наращивания емкости хранилища за счет его модульности;

• простота обслуживания хранилища и низкие эксплуатационные расходы;

• незначительное количество вторичных отходов.

При разработке проекта долговременного «сухого» хранилища для ОЯТ энергетических реакторов во ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ» были рассмотрены различные, в том числе и зарубежные, варианты применения «сухой» технологии хранения: контейнерное хранилище, хранилище скважинного типа, камерное хранилище и хранилище типа ЖБМ. Получена лицензия Ростехнадзора на сооружение «сухого» хранилища ОЯТ камерного типа.

Сооружение хранилища осуществляется с использованием части строительных конструкций начатых сооружением зданий 2, 3, 3А, 3Б бывшего завода РТ-2. Проектная емкость I и II части хранилища (для ОЯТ РБМК-1000) при использовании подземной части строительных конструкций зданий 3 и 3А – 24000 т ОЯТ (по урану). Проектная емкость 3-й очереди хранилища (для ОЯТ ВВЭР-1000) при использовании строительных конструкций здания 2 составляет 9000 т ОЯТ (по урану).

Хранение ОЯТ предусматривается в герметичных пеналах (в каждом пенале устанавливается либо 31 ПТ РБМК-1000, либо 3 ОТВС ВВЭР-1000). Пеналы с ОЯТ устанавливаются в два яруса в гнезда хранения (металлические трубы), размещаемые в железобетонных отсеках хранилища.

Проект строящегося «сухого» хранилища ОЯТ, с учетом рекомендаций МАГАТЭ, удовлетворяет следующим требованиям:

• обеспечивает сохранность ОЯТ в течение не менее 50 лет;

• обеспечивает возможность извлечения из хранилища пеналов с ОЯТ для их обследования;

• обеспечивает возможность, при необходимости, отправки ОЯТ за пределы площадки хранилища в любой момент времени;

• исключает возможность воздействия атмосферного воздуха на конструкционные материалы тепловыделяющих сборок и пеналов;

• обеспечивает долговечность строительных конструкций хранилища в течение времени не менее, чем 50 лет;

• обеспечивает пассивный способ отвода тепла от хранимого облученного топлива;

• обеспечивает устойчивость хранилища к внешним воздействиям (падению самолета, воздушной ударной волне, летящим предметам, землетрясению, урагану, смерчу и др.);

• обеспечивает возможность удобной и быстрой идентификации источника появления радиоактивных загрязнений.

Доставку ОЯТ РБМК-1000 с АЭС в ХОТ-2 предполагается осуществлять в транспортных упаковочных комплектах (ТУК) типа ТУК-109 с металлобетонным контейнером на транспортерах площадочного типа 3927, модель 14-Т102 грузоподъемностью 200 т или в ТУК-11М/3 с металлическим контейнером.

Технология хранения и обращения с отработавшим ядерным топливом обеспечивает проведение необходимых технологических операций по приему, контролю, загрузке в герметичные пеналы и длительному хранению ОЯТ в гнездах «сухого» хранилища, с возможностью передачи его на последующую радиохимическую переработку или захоронение.

Проектом предусматривается хранение ОЯТ в металлических гнездах (трубах диаметром 720*7мм с шагом 1000*1000 мм). После установки герметичных пеналов гнезда хранения, последние также герметизируются сваркой.

Отвод остаточного тепловыделения ОЯТ при хранении осуществляется естественной конвекцией наружного воздуха.

4.2. Облик радиохимического завода

Для реализации принятой в России концепции замкнутого ядерного топливного цикла в 1980—1990 гг. велось строительство перерабатывающего комплекса завода РТ-2 с целью:

• вовлечения в топливный цикл урана и плутония, извлекаемых при переработке ОЯТ;

• обеспечения условий безопасного удаления радионуклидов, содержащихся в ОЯТ, из сферы жизнедеятельности человека.

В связи с переносом сроков сооружения завода РТ-2, принято решение использовать незавершенные строительством конструкции зданий 2, 3 и 3а завода для создания «сухого» долговременного хранилища ОЯТ реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000.

Институтом, в новых условиях, разработана планировочная концепция перерабатывающего комплекса будущего завода с учетом создаваемого «сухого» хранилища и реконструкции действующего «мокрого» хранилища.

Структура производства будущего завода включает следующие технологические переделы:

• прием и подготовка ОТВС к переработке, включая входной контроль;

• измельчение (вскрытие) ОТВС;

• растворение ОЯТ с последующим включением оболочек твэлов в цементные композиции, очистку отходящих газов от радиоактивных аэрозолей, оксидов азота, иода-129, углерода-14 и других летучих продуктов деления;

• осветление исходного раствора;

• экстракционная очистка на 1 цикле урана и плутония с получением фракций, содержащих смесь плутония и обедненного урана, цирконий, нептуний, технеций и уран;

• экстракционный аффинаж урана (2 цикл) с предварительным межцикловым концентрированием;

• упаривание реэкстракта урана, плазмохимическая денитрация с получением оксидов урана;

• смешение фракции плутония и обедненного урана с концентратом америция, выделяемым при фракционировании ВАО;

• плазмохимическая денитрация, с получением смеси оксидов Рu и U обедн., Am, которая направляется на изготовление смешанного топлива;

• изготовление топливных таблеток, твэлов и сборок для реакторов БН;

• переработка ВАО с получением фракций стронция и цезия, редкоземельных элементов, трансплутониевых элементов и продуктов деления;

• выделение из фракции ТПЭ концентрата америция, направляемого на смешение с фракцией плутония и обедненного урана;

• направление кюриевой фракции в смеси с РЗЭ в соотношении 1:15 на долговременное хранение;

• отверждение полученных фракций продуктов деления (Cs + Sr, суммы РЗЭ, конечный рафинат и др.), их временное хранение;

• упаривание технологических ВАО и САО с регенерацией азотной кислоты;

• получение твердых форм, выделенных при переработке йода, технеция, кюрия и нептуния и последующее их хранение;

• переработка различных РАО, в том числе, жидких, твердых, органических и др.

4.3. Могильник ВАО M

Создание эффективной системы безопасного обращения с радиоактивными отходами является принципиальным условием дальнейшего развития атомной энергетики и промышленности. Проблема обращения с РАО является многогранной и сложной, носит комплексный характер.

Как отмечалось далее в Российской Федерации накоплен уникальный, более чем полувековой опыт по обращению и окончательной изоляции жидких РАО: захоронению в геологических формациях подвергались жидкие отходы на специальных подземных полигонах. За годы эксплуатации полигонов на ФГУП «ГХК», «СХК» и ГНЦ РФ НИИАР в недрах надежно захоронено более 50 млн.м3 низко- и среднеактивных РАО, их активность составляет около 700 млн.Ки. Вместе с тем, вопросы окончательной изоляции твердых и отвержденных РАО детально не прорабатывались, следствием чего является отсутствие окончательных принципиальных решений по способам и местам захоронения, неподготовленность нормативной базы, отсутствие типовых механизмов подготовки РАО для захоронения, специализированных транспортных средств и др. Требуется продолжение исследований по варианту размещения могильника с использованием существующих подземных выработок и разведываемого Нижнеканского гранитоидного массива.

5. Заключение

В международном масштабе российский МДЦ ОЯТ может быть составной частью единой международной системы региональных центров обращения с ОЯТ и РАО и другими ядерными материалами, разработку которой целесообразно выполнить в кооперации с МАГАТЭ и другими международными организациями, а также с заинтересованными партнерами США, Франции, Великобритании, Китая и других стран. При разработке концепции МДЦ ОЯТ должны быть проработаны научно-технические, организационные, правовые и коммерческие аспекты. Объем проработок концепции должен быть достаточным для признания приемлемости новых технологических и организационных решений МДЦ ОЯТ специалистами и населением, а также международной общественностью и политическими структурами.

Разработка проекта «Международного демонстрационного центра по обращению с ОЯТ и РАО атомной энергетики в России» может быть выполнена, под руководством Росатома, ведущими российскими проектными и научными организациями (ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ», ФГУП «ВНИИНМ», ФГУП «НПО РИ» и др.) совместно с ведущими зарубежными фирмами и международными организациями (МАГАТЭ, АЯЭ и др.).

Продвижение данного проекта может способствовать международной кооперации для решения проблем обращения с ОЯТ и РАО на долгосрочной основе, а также повышению конкурентоспособности российской атомной энергетики в глобальном масштабе.

Литература
1. Путин В. В. Минатом.Ру. 31.01.06.
2. Кириенко С. В. Стратегия развития // Атомпресса. 2006, июль. № 27.
3. Каменских И. М. Минатом.Ру. 19.10.05.
4. Концепция Федеральной целевой программы «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007—2010 годы и на перспективу до 2015 года»: Распоряжение Правительства РФ от 15 июля 2006 г. № 1019-р.
5. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине ХХ века. М., 2000.
6. Федеральная целевая программа «Энергоэффективная экономика. Подпрограмма 2. Безопасность и развитие атомной энергетики Российской Федерации на 2002—2005 годы и на перспективу до 2010 года. М.: ЦНИИАИ, 2001.
7. Сафутин В. Д., Рыбальченко И. Л., Завадский М. И. Оценка возможности создания международного регионального центра по обращению с ОЯТ в российских условиях // Междунар. конф. «Многосторонние технические и организационные подходы к ядерному топливному циклу для укрепления режима нераспространения (13—15 июля 2005 г.). М., 2005.
8. McCombie, Chapman N., Kurzeme M., Stoll R. International Repositories: An Essential Complement to National Facilities // Third Worldwide Review. LBNL-49767. December 2001.
9. Pentz D., Stoll R. The Contribution of Deep Geologic Repositories to Nuclear Nonproliferation // Third Worldwide Review. LBNL-49767. December 2001.
10. Multilateral Approaches to the Nuclear Fuel Cycle: Expert Group Report submitted to the Director General of the International Atomic Energy Agency // INFCIRC/640. IAEA, 22 February 2005.

По материалам Международной конференции «Стратегия безопасности использования атомной энергии»

назад

Материалы из архива

1.2008 Росатом обрел статус госкорпорации

А.И.Иойрыш, д.ю.н., В.Г.Терентьев, д.т.н.Сегодня мы впереди планеты всей лишь по добыче и продаже сырьевых ресурсов. В то же время анализ состояния отраслей экономики не вызывает оптимизма. Прежде всего, это - неэффективность работы производственных структур. Однако уже найден рецепт преодоления застоя - создание в важных секторах экономики государственных корпораций. За последний период возникли такие некоммерческие организации, учрежденные Российской Федерацией.

12.2007 Колонка редактора: "Инновационная среда"

О.В.Двойников, главный редактор журнала «Атомная стратегия» Как назойливые мухи зреют в массах национальные идеи, жужжат и мешают покою власти. Когда терпение наконец-то кончается, власть объявляет идею федеральной, приобщает к списку  предвыборных мероприятий и реализует на практике.

2.2006 Нефть, газ, энергия, мир, Россия: состояние и перспективы

Энергетика – один из фундаментов современной цивилизации. Здесь будет говориться об индустриальной энергетике, производящей электрическую и тепловую энергии с помощью машинных устройств. Источниками индустриальной энергии являются: нефть, газ, каменный уголь, уран-235, гидроэнергия рек, солнце и ветер.Нефть и газ, помимо энергетики, обеспечивают работу транспорта (авиация, автомобили, водные корабли и железнодорожные поезда) и являются сырьем для химических производств, производящих материалы и сельскохозяйственные удобрения.