Экологические проблемы эксплуатации АЭС


Отработавшее ядерное топливо

Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) – это облученное топливо. Оно получается при плановом (обычно от двух до семи лет) облучении ядерного топлива в активной зоне реактора. По сравнению со свежим топливом в его составе меньше содержание урана-235 (поскольку он выгорает), зато накапливаются изотопы плутония, другие трансурановые элементы, а также осколки, или продукты деления – ядра средних масс. С течением времени изменяются также и физические характеристики конструкционных материалов тепловыделяющих сборок. В определенный момент они становятся функционально непригодны для нормальной работы реактора и подлежат удалению из него. Реактор ВВЭР мощностью 1000 МВт является источником 30 т ОЯТ ежегодно. Отработавшее топливо обычно перегружается из активной зоны с помощью специальной перегрузочной машины в бассейны выдержки, где хранится в течение 3–5 лет, при этом существенно снижается радиоактивность и тепловыделение, становится возможным вывоз ОЯТ с площадки АЭС. ОЯТ транспортируется на завод РТ-1 или РТ-2 для переработки или длительного хранения.

Таблица 5

Тепловыделение и активность 1 т ОЯТ, выгруженного из ВВЭР мощностью 1000 МВт (э)

Выдержка, годы

Тепловыделение, кВт 

Активность, МКи

0,4

21

4,6

1

10

2,3

2

4,7

1,3

5

1,2

0,5

10

1,0

0,3

Совокупность технологических операций, которые начинаются с выгрузки и промежуточного хранения ОЯТ, зависит от вида ядерного топливного цикла (ЯТЦ). Конечной стадией в разомкнутом ЯТЦ является захоронение ОЯТ, которые в данном случае классифицируются как радиоактивные отходы (РАО), в стабильные геологические формации. Захоронение высокоактивных РАО предполагает размещение их в хранилище без по­следующего изъятия при условии полной изоляции от биосферы. Концепция захоронения основана на сочетании природных и искусственных защитных барьеров.

В замкнутом ЯТЦ осуществляется переработка ОЯТ, которая заключается в извлечении урана и плутония. При выгрузке из реактора в 1 от ОЯТ содержится 950—980 кг U-235 и U-238, 5,5—9,6 кг плутония, а также 26 кКи других трансурановых радионуклидов (нептуний, америций, кюрий).

Переработку ОЯТ в качестве официальной концепции выбрали Франция, Великобритания, Франция и Россия.

По концепции, принятой в России, отработавшее ядерное топливо не относится к РАО, кроме ОЯТ РБМК, которое «пока не предлагается перерабатывать».

Ядерная энергетика, базирующаяся на полностью топливном цикле, имеет перспективу широкого развития при вовлечении в топливный цикл реакторов на быстрых нейтронах.

Следует сказать, что за 50 лет исследований в нашей стране на уровне опытно-промышленного обоснования достигнуто подтверждение возможности не только обеспечения безопасности, но и промышленной переработки, обезвреживания и захоронения радиоактивных отходов с учётом требований экологии. Таким образом, замкнутый топливный цикл с расширенным воспроизводством топлива является основой долгосрочного развития ядерной энергетики.

В настоящее время в большинстве стран темпы наработки ОЯТ как по техническим, так и по экономическим причинам превосходят мощности его радиохимической переработки. И поэтому большая часть ОЯТ после выгрузки из реактора и выдержки в пристанционном хранилище направляется на длительное (десятки лет) хранение. Такой подход к организации ЯТЦ называется «отложенным».

Поскольку в результате радиохимической переработки ОЯТ образуется большой объем РАО, ряд стран – США, Канада, Швеция, Испания и др., используют долговременное (до 50 лет) хранение ОЯТ, что дает возможность подготовиться к захоронению, но не исключает в дальнейшем возможности переработки. Эксперты США и Канады считают, что современный уровень химической технологии регенерации ОЯТ не соответствует требованиям экологической безопасности.

Концепция прямого захоронения ОЯТ пока нигде не реализуется.

Проблемы обеспечения безопасного хранения ОЯТ:

поддержание подкритичности в местах его массового хранения

обеспечение теплоотвода и водно-химического или газохимического режима с наружной стороны оболочек твэлов, поскольку оболочки представляют собой основной барьер на пути выхода радиоактивных продуктов в о.с.

В США, Канаде, Швеции, Швейцарии, Финляндии разработана концепция удаления отработавшего ядерного топлива в глубокие геологические формации, в вертикальные буровые скважины (или штреки) в кристаллических породах, соляных пластах. Захоронение планируется на глубинах не менее 500-600 м в шурфах, которые располагаются друг от друга на таком расстоянии, чтобы исключалась возможность ядерной реакции.

В целом способы, относящиеся к этому варианту, могут быть объединены в три группы: хранение в поверхностных сооружениях, захоронение в глубокие геологические формации, захоронение на дно морей и океанов. Каждое из этих направлений в свое время считалось надежным. Однако последнее из них в настоящее время уже запрещено, поскольку ненадежность его стала очевидной.

Парогазовые тепловые электростанции комплектуются парогазовыми установками (ПГУ), представляющими комбинацию ГТУ и ПТУ, что позволяет обеспечить высокую экономичность. ПГУ-ТЭС могут выполняться конденсационными (ПГУ-КЭС) и с отпуском тепловой энергии (ПГУ-ТЭЦ). В настоящее время в России работает четыре новых ПГУ-ТЭЦ (Северо-Западная ТЭЦ Санкт-Петербурга, Калининградская, ТЭЦ-27 ОАО "Мосэнерго" и Сочинская), построена также теплофикационная ПГУ на Тюменской ТЭЦ. В 2007 г. введена в эксплуатацию Ивановская ПГУ-КЭС.
Природоохранные технологии на АЭС