Хранение отработанного ядерного топлива | Статья в журнале «Молодой ученый»

Отправьте статью сегодня! Журнал выйдет 29 июня, печатный экземпляр отправим 3 июля.

Опубликовать статью в журнале

Авторы: , , ,

Рубрика: Технические науки

Опубликовано в Молодой учёный №24 (262) июнь 2019

Дата публикации: 12.06.2019

Статья просмотрена: 11 раз

Библиографическое описание:

Шурыгин Р. Е., Хохлов В. Н., Исаева Е. Д., Сорокина О. Е. Хранение отработанного ядерного топлива // Молодой ученый. — 2019. — №24. — URL https://moluch.ru/archive/262/60580/ (дата обращения: 18.06.2019).

Препринт статьи



Введение

В связи с постоянно увеличивающимися темпами энергопотребления и неизбежностью уменьшения запасов традиционных видов топлива в настоящее время атомная энергетика получила широкое распространение.

В мире постоянно проектируются и строятся новые станции и энергоблоки, но темпы и масштабы развития ядерной энергетики ставят ряд проблем экономического, социального и особенно экологического характера. В 2018 году в России атомные электростанции выработали более 200 млрд кВт·ч электроэнергии.

Атомные станции получают электроэнергию за счёт деления ядер топлива, размещённого в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые собираются в тепловыделяющие сборки (ТВС), с последующим выделением тепловой энергии и дальнейшим преобразованием её в электрическую. Вследствие деления топлива оно выгорает, аккумулируя в себе продукты деления, поглощающие нейтроны, а так же происходит изменение его структурных и ядерных свойств. Для того чтобы реактор на станции продолжал вырабатывать нужную мощность, топливо в нём нужно периодически перезагружать. В отработавших ТВЭЛах содержится ядерное топливо, в котором продолжается выделение тепла в меньших объёмах за счёт реакции распада продуктов деления. Без охлаждения ТВС разогреваются до сотен градусов. Поэтому для начала ТВС выдерживают в бассейне выдержки на станции (обеспечивается снижение остаточного тепловыделения до 2–10 кВт от 1 ОТВС (отработавшей тепловыделяющей сборки), а так же распад наиболее активных короткоживущих радионуклидов: йод-131 ксенон-133 и др.). Минимальное время выдержки ОТВС на атомных станциях зависит от глубины выгорания топлива. Для каждой модификации ТВС оно установлено отраслевым стандартом на поставку ОТВС ОСТ 95 745. После выдержки в приреакторном бассейне появляется возможность транспортировать ОЯТ на долгосрочное хранение в сухие или мокрые хранилища без угрозы разогрева ТВЭЛов до критических температур.

Исходя из данных условий на хранилища возлагаются следующие задачи: отвод остаточных тепловыделений, защита персонала и окружающей среды от ионизирующего излучения и предотвращение выхода радиоактивных веществ в окружающую среду, обеспечение ядерной безопасности.

Мокрые хранилища ОЯТ

Мокрое хранение ОЯТ осуществляется в приреакторных бассейнах выдержки, отдельно стоящих промежуточных хранилищах отработавшего ядерного топлива, расположенных на территории АЭС, а также в буферных хранилищах при радиохимических заводах. Все мокрые хранилища ОЯТ в России — это железобетонные конструкции водонаполненных бассейнов, облицованные нержавеющей сталью. Топливо в них хранится либо на дне бассейна, либо подвешено на металлическом перекрытии.

Наряду с общими требования для хранилищ ОЯТ к мокрым хранилищам предъявляются дополнительные требования:

– охлаждение воды в хранилище до температуры, не превышающей 50°С осуществляется системой охлаждения и очистки за счёт отвода тепла в теплообменник;

– очистка воды от радиоактивных веществ осуществляется системой охлаждения и очистки на механических и ионообменных фильстрах;

– предотвращение возможных утечек воды в окружающую среду. Для этой цели бассейны имеют щелевое перекрытие, щели которого закрыты крышками, а из надводного пространства производится откачка воздуха с очисткой его на аэрозольных фильтрах и дальнейшим выбросом в атмосферу.

Ядерная безопасность в мокрых хранилищах обеспечивается ограничением (эффективный коэффициент размножения нейтронов).

Реакторы всех типов выгружаются при перегрузке ОТВС и размещаются в приреакторном бассейне выдержки. При этом негерметичные ОТВС помещаются в герметичные пеналы и остаются на постоянном хранении в бассейне выдержки. Обычно время нахождения ОЯТ в приреакторном бассейне выдержки составляет 1–3 года, после чего топливо направляется в дальнейшее хранилище или на переработку.

Промежуточные и буферные хранилища не имеют принципиальных отличий от приреакторных хранилищ и отличаются только увеличенных сроком хранения ОТВС до 10 лет. Рассмотрим хранилище ОЯТ на Горно-химическом комбинате в городе Железногорск. После хранения топлива в бассейне выдержки для транспортировки по железной дороге на комбинат оно упаковывается в высокопрочный транспортный упаковочный контейнер из нержавеющей стали, который обеспечивает полную защиту персонала и населения от излучения. Контейнеры с ОЯТ на железной дороге сопровождает вооружённая охрана. В дороге топливо нагревается, поэтому по прибытию на комбинат оно сначала вместе с контейнером отправляется в узел расхолаживания. Там за несколько часов его температура снижается. Крышка транспортного контейнера открывается и ТВС переносят в мокрое хранилище, которое представляет собой железобетонный бассейн длиной 240 метров, шириной 36 метров и глубиной 8 метров. Сам бассейн разделён на 20 отсеков, и в случае течи один отсек полностью изолируется, а хранящиеся в нём ТВС переносятся в другие отсеки. Объём данного хранилища рассчитан на 15000 ТВС.

Большой опыт эксплуатации мокрых хранилищ ОЯТ доказал их надежность и удобство. Мокрое хранение позволяет контролировать 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. Но существует и ряд проблем. Отвод тепла осуществляется принудительной циркуляцией, поэтому в случае аварии с обесточиванием нужно иметь дополнительный источник энергии. Большинство хранилищ строилось ещё в СССР и они не рассчитаны на большое количество ОЯТ, а строительство новых хранилищ или реконструкция старых длительное и затратное. Так же существует и проблема дальнейшей утилизации топлива. Из-за этих проблем ОЯТ в мокрых хранилищах хранится намного больше 10 лет.

Сухое хранение ОЯТ

Сухое хранения ОЯТ (СХОЯТ) представляет собой специальную бетонную площадку для хранения, на которой размещены контейнеры с ОЯТ или отдельно стоящее здание, в котором размещаются контейнеры с ОЯТ.

Наряду с общими требования для хранилищ ОЯТ к сухим хранилищам предъявляются дополнительные требования:

– обеспечение сохранности ОЯТ в течение не менее 50 лет за счёт снижения коррозии от среды хранилища;

– обеспечение температурного режима хранения чаще всего пассивным способом, за счёт естественной конвекции, реже принудительной циркуляцией. Например, при контейнерном способе хранения ОТВС помещаются в двойной корпус и выносятся на наружную площадку хранения. Нагрев корпуса снимается циркуляцией окружающего воздуха по воздухопроводам, размещённым между корпусами;

– возможность извлечения пеналов с ОЯТ для их обследования;

– устойчивость хранилища к внешним воздействиям (падение самолёта, удар воздушной волны, землетрясение и т. п.);

– минимальные затраты на сооружение.

При данном способе хранения исключена протечка радиоактивной воды, что обусловлено отсутствием охлаждающей воды. В сухих хранилищах не допускается хранение негерметичных ТВС.

К неоспоримым преимуществам СХОЯТ относятся:

– условия хранения, снижающие степень деградации топлива оболочек до минимума;

– использование пассивного способа отвода тепла от хранящегося топлива;

– низкие дозовые нагрузки на персонал;

– сравнительно меньшая вероятность вреда по отношению к окружающей среде;

– низкие эксплуатационные и капитальные затраты на сооружение хранилищ;

– возможность модульного увеличения объёма хранилища;

– простота обслуживания;

– незначительный объём вторичных отходов.

Расчеты показали, что себестоимость «сухого» камерного хранения ниже — 42,6 тыс. руб./т U в год при камерном хранении на ГХК, по сравнению с 211,2 тыс.руб./т U в год в мокром хранилище на ГХК.

Тем не менее, следует обратить внимание на следующие недостатки:

– невозможность полностью перейти на сухое хранение из-за необходимости обязательного предварительного охлаждение ОЯТ в мокрых хранилищах в течение 3–5 лет;

– меньшая плотность хранения ОЯТ;

– отсутствие достаточного опыта эксплуатации;

– Большие габаритные размеры сухих хранилищ. Например, сухое хранилище ОЯТ в Железногорске имеет габариты 270*35*40 м и вмещает около 70000 ОТВС. Мокрое хранилище на Курской АЭС имеет габариты 10,7*4,2*17,5 м и вмещает около 1700 ОТВС. В итоге, произведя несложные вычисления, можно понять, что для хранения аналогичного количества ОТВС объём мокрого хранилища меньше объёма сухого хранилища примерно на 30 %;

– Затруднённый контроль за состоянием ОТВС.

Основные технологии сухого хранения ОЯТ

На данный момент существует контейнерный и камерный способы хранения ОЯТ.

Плюсами контейнерных систем хранения являются:

– обеспечение поэтапного ввода мощностей;

– использование контейнеров для двух и более целей.

Контейнеры можно подразделить на три небольших подгруппы: одноцелевого, двухцелевого и многоцелевого назначения. Соответственно для выполнения какой-либо одной цели (хранение, транспортировка или захоронение), двух целей (хранение и транспортировка) и всех трёх функций.

Необходимые функции, которые должны выполнять контейнерные системы:

– предотвращение выхода радиоактивных веществ;

– ограничение выхода ионизирующего излучения в окружающую среду;

– отвод остаточного тепловыделения от ОЯТ.

В настоящее время существуют металлические, бетонные и железобетонные контейнеры.

Металлические представляют собой довольно массивные контейнеры, пригодные для таких целей как транспортирование, хранение и, возможно, окончательное захоронение. Внутри контейнера обычно размещается чехол или герметичный металлический пенал, обеспечивающие структурную целостность системы. Для металлических контейнеров характерно наличие двух крышек, что обеспечивает надежную герметичность.

Бетонные контейнеры в основном нашли применение на территории США и в Канаде. Например, бетонная канистра CC (Concrete Canister), представляет собой изолированную часть камеры для содержания ОЯТ в единичном автономном блоке. Достоинство заключается в том, что при хранении ОЯТ в бетонной канистре с пассивной системой охлаждения отсутствует необходимость других дополнительных системах для работы в нормальных или же аномальных условиях.

Рис. 1. Железобетонный контейнер типа CONSTOR с тремя крышками

Среди железобетонных контейнеров можно выделить CONSTOR, ТУК-109, TranStor. Первый представляет собой металлический цилиндрический корпус с толстыми стенками, герметично закрываемый тремя крышками: первичной, промежуточной и вторичной. Два сваренных из обечаек и днищ стальных стакана составляют корпус. Они вставлены друг в друга так, что между стенками и днищем образуется полость. Что касается ТУК-109, то он состоит из корпуса и двух крышек с независимыми контурами уплотнения, которые обеспечивают герметичность полости контейнера. Последняя система представляет собой заваренный цилиндр из нержавеющей стали и упаковку из бетона. В её состав входит чехол из углеродистой стали с содержащимися в нём пластинами, выполненными из сплавов бора для обеспечения подкритичности. Упаковка для хранения выполнена из бетона, транспортная — из стали слоистой структуры с нейтронной защитой в составе. Присутствуют стальные амортизаторы.

Концепция сухого хранения ОЯТ в камерах разработана и используется в США, Великобритании, Франции, Венгрии и др. Камеры имеют простую конструкцию, а охлаждение ОЯТ может осуществляться естественной или принудительной циркуляцией воздуха. Камера выполняется из армированного бетона и может быть частично углублена.

Технология камерного хранения разделяется по признаку размещения или неразмещения ОЯТ в пеналах перед загрузкой его в камеры. Технология сухого камерного хранения, когда ОТВС помещаются непосредственно в гнезда (трубы) хранения, в бетонных камерах, реализована на АЭС «Пакш» (Венгрия). В хранилище-складе CASCAD (Франция) пеналы с ОТВС устанавливаются в гнезда хранения.

Установка CASCAD в городе Кадараше, во Франции, (рис. 3) предназначена для приёма, хранения и подготовки ОТВС к транспортировке.

Рис. 2. Общий вид контейнерного хранилища CASKAD (Франция).

Конструкция хранилица представляет собой полуподвальное помещение, которое состоит из двух частей:

– нижняя часть — собственно хранилище с гнёздами хранения, через которое циркулирует воздух за счёт естественной циркуляции;

– верхняя часть — помещение для перезагрузочных операций, оборудованное мостовым краном и щитом управления.

Одними из достоинств данной системы хранения являются:

– простота конструкции;

– допускает более высокую внешнюю температуру;

– возможность более компактного хранения.

К недостаткам можно отнести:

– необходимость дополнительных установок для приёма и упаковки ТВС в пеналы и для проверки их герметичности

Выводы по работе

В настоящее время ХОЯТ в России на АЭС — это хранилища мокрого типа. В связи с увеличивающимися объёмами ежегодно выгружаемого ОЯТ наблюдается тенденция к истощению вместимости водных бассейнов, что вызывает проблему хранения ОЯТ. Уже в ближайшем десятилетии у большинства ядерных энергоблоков будут заполнены приреакторные хранилища, что подтолкнет к потребности перевода на сухое хранение либо увеличения количества мокрых хранилищ. Первый вариант полностью реализовать невозможно, так как для размещения ОЯТ в сухих хранилищах необходима его предварительная выдержка в мокрых, а реализация второго варианта невозможна в короткие сроки и для её реализации необходимо найти дополнительные объёмы денежных средств. Таким образом, в настоящий момент важными задачами являются: увеличение количества сухих хранилищ, а так же модернизация имеющихся мокрых хранилищ ОЯТ.

Литература:

1. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002). СП 2.6.61168. М.: Минздрав России, 2002.

2. Федеральный закон от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» C изменениями и дополнениями от: 25 июня 2012 г.

3. Андрюшин, И. А. Обзор проблем обращения с радиоактивными отходами и отработанным ядерным топливом / Андрюшин И. А, Юдин Ю. А. — М.: Саров, 2007–119 с.

4. Ардашников, С. Н. Защита от радиоактивных излучений / Ардашников С. Н. и др. — М.: Государственное научно-техническое издательство литературы по цветной и черной металлургии, 1961. — 423 с.

5. Калинкин, В. И. Хранение отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов / В. И. Калинкин и др. — М.: Препринт, 2009–122с.

6. Ключников, А. А. Радиоактивные отходы АЭС и методы обращения с ними / А. А. Ключников и др. — М.: Чернобыль, 2005–495 с.

7. Скачек, М. А. Обращение с отработавшим ядерных топливом и радиоактивными отходами АЭС / М. А. Скачек, — М.: Издательский дом МЭИ, Москва, 2007–426 с.

8. Сухарев, Ю. П. Физика ядерных реакторов деления / Ю. П. Сухарев, — М.: Нижегородский государственных технический университет им. Р. Е. Алексеева, Н. Новгород, 2011–312 с.

9. A. Machiels. Storage and Transportation System in the U. S. — Spent Fuel Storage Technologies for WWER and RBMK. Proceedings of a Technical Committee Meeting/Workshop. Balatonfüred, Hungary, 11–15 October 1999. Vienna, Austria, March 2000.

10. Multi-purpose container technologies for spent fuel management. IAEA-TECDOC-1192, December 2000, Vienna, Austria.

11. Nuclear Europe Worldscan. 2000. V.20, N 3–4. P.26,27; Nuclear Europe Worldscan. 2000. V.20, N 5–6. P.52,53. W. Brach Regulators Experience in Licensing and Inspection of Dry Storage Facilities. — International Conference on Spent Fuel from Nuclear Power Reactor. Vienna, Austria, 19–22 June 2006.



Задать вопрос