«

»

Кві 14

Print this Запис

Поводження з відпрацьованим ядерним паливом: міжнародний та український досвід. Будівництво ЦСВЯП

13 квітня відбулася чергова лекція у межах проекту «Весняна школа НАЕК «Енергоатом». Про міжнародний та український досвід поводження з відпрацьованим ядерним паливом і будівництво централізованого сховища відпрацьованого ядерного палива дізнавалася директорка Центру економіко-правових досліджень, к.ю.н., с.н.с. Ірина Кременовська.


Доповідь начальника відділу поводження з паливом ДП «НАЕК «Енергоатом» Віталія Малиновського було присвячено питанням поводження з відпрацьованим ядерним паливом (ВЯП) в Україні та у світі.

Поводження з ВЯП є складовою частиною технологічного процесу виробництва електроенергії на АЕС ДП НАЕК «Енергоатом».

ДП «НАЕК «Енергоатом» на теперішній час експлуатує 13 енергоблоків ВВЕР-1000 (на ВП ЗАЕС, ВП РАЕС, ВП ХАЕС і ВП ЮУАЕС) і 2 енергоблоки ВВЕР-440 (на ВП РАЕС).

Поводження з ВЯП здійснюється відповідно до «Енергетичної стратегії України на період до 2030 року», затвердженої розпорядженням Кабінету Міністрів України від 24 липня 2013 № 1071-р, для українських АЕС реалізується як проектна схема поводження з ВЯП (зберігання в БВ РО АЕС та відправлення ВЯП на переробку до Російської Федерації), так і схема, яка передбачає тривале (протягом 50 років і більше) зберігання ВЯП з наступним ухваленням остаточного рішення щодо його переробки або захоронення.

Поточна схема поводження з ВЯП включає:

  • тимчасове зберігання ВЯП в пристанційних басейнах витримки з метою зменшення залишкового тепловиділення до рівня безпечного для перевезення ВЯП в сховища довгострокового проміжного зберігання або вивезення ВЯП на переробні підприємства РФ до введення в експлуатацію централізованого сховища для ВЯП РАЕС, ХАЕС і ЮУАЕС;
  • ВЯП, що утворюється в результаті експлуатації РАЕС, ХАЕС і ЮУАЕC вивозиться на переробку до РФ;
  • ВЯП, що утворюється в результаті експлуатації ЗАЕС направляється на зберігання в пристанційне проміжне сховище ВЯП сухого типу (СВЯП).

На поточний період заплановано будівництво та введення в експлуатацію Централізованого сховища відпрацьованого ядерного палива для зберігання ВЯП РАЕС, ХАЕС і ЮУАЕC. У зв’язку із цим розглядається варіант витримки та переробки ВЯП на підприємствах AREVA з наступним зберіганням продуктів переробки у сховище ВАВ.

Тепловидільна збірка (ТВЗ) призначена для генерування теплової енергії, організації теплосєму та управління процесом енерговиділення в складі активної зони реакторної установки. ТВЗ складається з таких складових частин:

  • головки;
  • пучка твелів;
  • хвостовика.

Конструкція головки ТВЗ призначена для виконання функцій:

  • Забезпечує необхідне зусилля підтискання ТВЗ в реакторі;
  • Взаємодіє з захватним пристроєм транспортно-технологічного обладнання;
  • Стабілізує вихід потоку теплоносія з активної зони;
  • Демпфірує падіння ПС СКЗ зі штангою приводу при спрацьовуванні аварійного захисту.

Пучок твелів складається з 312 твелів і твегов, 18 НК, ЦТ, 15 ДР і нижньої решітки.

Хвостовик ТВЗ забезпечує сполучення нижньої частини ТВЗ з опорними склянками реактора. На зовнішній поверхні хвостовика є фіксатор, який під час взаємодії з опорним стаканом шахти реактора забезпечує відповідне положення ТВЗ в активній зоні.

Для транспортування ВЯП за межами енергоблоків використовується транспортний контейнер ТК-13, місткістю 12 ВТВЗ.

Заповнений ВТВЗ транспортний контейнер дистанційно закривається кришкою. Контейнер транспортується в шахту дезактивації РВ, де виконується його ущільнення, сушка внутрішньої порожнини, перевірка на герметичність, радіаційний контроль, дезактивація, температурний контроль. Після шахти дезактивації контейнер встановлюється на вагон-контейнер, переводиться в горизонтальне положення і вивозиться з РВ.

На Запорізькій АЕС для проміжного зберігання ВЯП було обрано варіант зберігання палива в «сухому» контейнері, де паливо знаходиться в середовищі інертного газу. Контейнери сухого зберігання, які використовуються на ЗАЕС, є аналогами американських контейнерів VSC-24 (Duke Engineering & Services Europe, Inc., DE&S і Sierra Nuclear Corporation SNC)) та адаптованими під паливо ВВЕР-1000.

Основними компонентами системи сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива є:

  • багатомісний герметичний кошик (БГК);
  • перевантажувальний контейнер (ПК);
  • вентильований бетонний контейнер (ВБК).

ВТВЗ, що підлягають завантаженні в БГК, повинні відповідати таким вимогам:

  • максимальне тепловиділення ВТВЗ не перевищує 0,99 кВт, з урахуванням похибки;
  • час знаходження ВТВЗ в басейні витримки перед завантаженням – не менше 5 років;
  • максимальне початкове збагачення кожної ВТВЗ по U235 – не більше 4,4%;
  • ВТВЗ не повинні мати механічних пошкоджень;
  • ВТВЗ відповідають критеріям герметичності.

Схема зберігання ВТВЗ.

Варіанти поводження з ВЯП у різних країнах. Франція, Великобританія, Індія, Японія і Росія обрали варіант переробки та регенерації ВЯП (переробляють частину напрацьованого у цих країнах ВЯП, а також ВЯП інших країн (на комерційній основі, з поверненням замовнику цінних продуктів переробки та радіоактивних відходів). Фінляндія, Швеція та США – ВЯП розглядається як відходи з подальшим «прямим» похованням. Більшість країн ще не визначилися і продовжують зберігати ВЯП до вибору остаточного варіанту (так зване «відкладене рішення»).

Узагальнення світового досвіду в сфері поводження з відпрацьованим ядерним паливом не дозволяє на даний час зробити однозначний вибір єдиної перспективної стратегії, яка найкращим чином відповідала б потребам будь-якої держави. Вирішення проблеми в конкретній країні значною мірою повинно узгоджуватися зі стратегією організації ядерно-паливного циклу, яка визначається національними пріоритетами і програмами розвитку енергетики. Протягом останнього десятиліття спостерігається тенденція до відмови багатьох країн, особливо у Центральній і Східній Європі, від переробки ВЯП. Більшість із цих країн на даний час ще не прийняли остаточного рішення – переробляти ВЯП для вилучення залишків ядерного матеріалу і повторного його використання або захоронювати ВЯП без переробки. Доцільність переробки ВЯП визначається перспективами використання основних матеріалів переробки – урану і плутонію.

Далі про будівництво ЦСВЯП реакторів ВВЕР вітчизняних АЕС розповів заступник директора з нових ядерних установок – начальник управління ядерних установок, що створюються ВП «Атомпроектінжиніринг» ДП «НАЕК «Енергоатом» Віктор Медун.

До кола об’єктів атомної енергетики України сьогодні входять: 15 енергоблоків, з яких 13 – ВВЕР-1000 і 2 – ВВЕР- 440, а також «сухе» сховище ВЯП Запорізької АЕС.

Відпрацьоване ядерне паливо – невід’ємна частина  технологічного процесу виробництва електроенергії на АЕС. Щорічне вивантаження ВЯП з реактору складає:

  • 42 збірки – для ВВЕР-1000 (всього в реакторі 163 збірки палива);
  • 78 збірок – для ВВЕР-440 (всього в реакторі 380 збірок палива).

Схема, що діяла раніше і передбачала вивезення ВЯП на переробку до Російської Федерації, на сьогодні не задовольняє ані інтересів “Енергоатому”, ані інтересів держави загалом.

Ємність приреакторного басейну витримки ВЯП у реакторів типу ВВЕР обмежена. Кількість ВЯП, що вилучається з реакторів, є більшою за  кількість ВЯП, що вивозиться на переробку, що обумовлено високою вартістю переробки. Ємність басейну технологічної витримки ВЯП у РФ, куди вивозиться ВЯП ВВЕР-1000 українських АЕС, протягом найближчих років буде вичерпана. Тому країні зараз потрібні власні сховища ВЯП.

Під час роботи над техніко-економічним обґрунтуванням будівництва ЦСВЯП було розглянуто 6 потенційних майданчиків. Аналізувалися різні аспекти щодо всіх, і за результатами аналізу переважним було визначено майданчик у зоні відчуження – за 12 км на південний захід від Чорнобильської АЕС.

ЦСВЯП буде розташоване на майданчику в зоні відчуження території, що зазнала радіоактивного забруднення внаслідок Чорнобильської катастрофи. Для зберігання ВЯП використовуватиметься технологія поверхневого «сухого» зберігання із застосуванням двобар’єрної системи ізоляції ВЯП, що забезпечується обладнанням спеціально спроектованих інженерних систем контейнерного типу. Загальна місткість ЦСВЯП – 16529 відпрацьованих тепловидільних збірок (ВТВЗ) українських АЕС з реакторами типу ВВЕР-440 та ВВЕР-1000. У межах першого пускового комплексу (ПК-1) на майданчику ЦСВЯП буде збудована вся необхідна інфраструктура та встановлено 4 системи зберігання ВЯП. Поставки обладнання для ПК-1 – ПК-4 здійснюватимуться за контрактом з власником технології – компанією Holtec International. Проектування ЦСВЯП здійснюється за контрактом з українським проектантом – Київським науково-дослідним та проектно-конструкторським інститутом «Енергопроект». Проектний термін експлуатації об’єкта – не менше 100 років. Термін введення в експлуатацію пускового комплексу – 2019 рік.

ЦСВЯП – це ядерна установка, і щодо неї діють ті ж саме правила охорони та захисту, як і щодо атомної станції. Обладнання ЦСВЯП буде сконструйоване таким чином, щоб протистояти всім можливим впливам на нього, як це передбачено проектом. Конструкції перевіряються випробуваннями, а проект – аналізом безпеки, який проводять уповноважені державні органи.

Щодо впливів на навколишнє середовище, то вже оцінювалися впливи ЦСВЯП за такими напрямами:

  1. Вплив на природне середовище (повітря, вода, грунт);
  2. Вплив на людей у зоні відчуження;
  3. Вплив на людей за межами зони відчуження;
  4. Вплив на територію Республіки Білорусь.

За результатами оцінки впливу на навколишнє середовище було визначено, що:

  • За нормальних умов роботи ЦСВЯП максимальний радіаційний вплив спостерігається на відстані 50-70 м від ЦСВЯП і цей вплив складає тільки 17% від контрольних рівнів опромінення людей, що чинні у зоні відчуження. За межами зони відчуження вплив складає 0,2% від нормативів, встановлених для незабруднених радіацією територій.
  • За аварійних умов максимальний вплив буде спостерігатися на відстані 1км від ЦСВЯП і він складатиме не більше 7% від існуючого радіаційного стану зони відчуження (радіаційне забруднення повітря та ґрунту).

Індивідуальні дози опромінення складатимуть:

Річні за нормальних умов роботи ЦСВЯП на межі ЗБ(О)В (13км від ЦСВЯП) – 0,000036 мЗв,

  • м. Славутич (58 км -»- ) – 0,000014 мЗв,
  • м. Іванків (43 км -»- ) – 0,000022 мЗв,
  • м. Чернігів (90 км -»- ) – 0,0000071 мЗв,
  • м. Київ (110 км -»- ) – 0,0000049 мЗв, при дозі, регламентованій НРБУ-97 – 1,0 мЗв.

За аварійних умов – на межі ЗБ(О)В (13км від ЦСВЯП) – 0.0004 мЗв;

  • м. Славутич – 0,000002 мЗв,
  • м. Іванків – 0,0000035 мЗв,
  • м. Чернігів – 0,00000051 мЗв,
  • м. Київ – 0,00000024 мЗв.

З метою виключити або зменшити вплив ЦСВЯП на людину та навколишнє середовище передбачено:

  1. Контроль за допомогою приладів при всіх операціях з контейнерами з ВЯП, а також у процесі зберігання;
  2. Обладнання та устаткування, що витримують всі можливі аварійні навантаження без втрати цілісності (напр., вибух, пожежа, землетрус, падіння літака тощо);
  3. Заходи, що виключають доступ людей, які не мають відношення до ЦСВЯП, на його територію;
  4. Будівлі та споруди, що витримують всі можливі аварійні навантаження без втрати цілісності (напр., пожежа, землетрус тощо).

Місткість ЦСВЯП має забезпечувати розміщення і зберігання ВЯП, що утворюється на АЕС України в період промислової експлуатації енергоблоків, шляхом поетапного збільшення обсягу зберігання. Проектна місткість ЦСВЯП становить:

  • 12010 ВТВЗ ВВЕР-1000;
  • 4519 ВТВЗ ВВЕР – 440.

Термін заповнення ЦСВЯП відпрацьованим паливом до проектних обсягів становитиме 45 – 50 років. У межах 1-го пускового комплексу на майданчику ЦСВЯП буде збудована вся необхідна інфраструктура та встановлено 4 системи зберігання ВЯП. Поставки обладнання для ПК-1 – ПК-4 будівництва ЦСВЯП здійснюватимуться за контрактом з власником технології – компанією Holtec International.

У багатоцільовому контейнері БЦК (МРС) може бути розміщено 31 відпрацьовану паливну збірку (ВТВЗ) з ВЯП ВВЕР-1000 або 85 збірок ВВЕР-440. Після завантаження ВТВЗ в БЦК останній поміщається у транспортний контейнер НІ-STAR або у модуль зберігання НІ- STORM. Завантаження БЦК в модуль зберігання HI-STORM або транспортний контейнер HI-STAR здійснюється за допомогою перевантажувального контейнера HI-TRAC.

Фото: ДП “НАЕК “Енергоатом”

Permanent link to this article: http://el-research.center/2017/04/14/%d0%bf%d0%be%d0%b2%d0%be%d0%b4%d0%b6%d0%b5%d0%bd%d0%bd%d1%8f-%d0%b7-%d0%b2%d1%96%d0%b4%d0%bf%d1%80%d0%b0%d1%86%d1%8c%d0%be%d0%b2%d0%b0%d0%bd%d0%b8%d0%bc-%d1%8f%d0%b4%d0%b5%d1%80%d0%bd%d0%b8%d0%bc/