Поводження з відпрацьованим ядерним паливом в Україні.

Міжнародний досвід поводження з ВЯП

Директор з ядерної та радіаційної безпеки Лашевич П.Л.

Дирекция НАЭК ЭНЕРГОАТОМMain office NNEGC ENERGOATOM

Ривненская АЭСRivne NPP

РОВНОRIVNE Хмельницкая АЭС

Khmelnitsky NPP

Южно-Украинская АЭСSouth Ukraine NPP

Запорожская АЭСZaporizhzhya NPP

Условные обозначенияList of terms:

Типы реакторовType of reactors

ВВЭР-1000WWER-1000

ВВЭР-440WWER-440

ХМЕЛЬНИЦКИЙKHMELNITSKY

НИКОЛАЕВMYKOLAYIV

ЗАПОРОЖЬЕZAPORIZHZHYA

КИЕВKYIV

Поводження з ВЯП є складовою частиною технологічного процесу виробництва електроенергії ДП НАЕК "Енергоатом", у складі якого працюють:

•13 енергоблоків ВВЕР-1000 (на ЗАЕС, РАЕС, ХАЕС і ЮУАЕС);•2 енергоблоки ВВЕР-440 (на РАЕС).

Що таке відпрацьоване ядерне паливо?• Відпрацьоване ядерне паливо (ВЯП) — особливий вид

радіоактивних ядерних матеріалів. Фактично – це - використане паливо АЕС.

• Опромінені тепловиділяючі елементи, витягнуті з реактора після їх відпрацювання, володіють значною накопиченої активністю та потребують тривалого та сталого охолодження. Це накладає особливі умови поводження з ВЯП (видео 1).

• ВЯП у відкритому ядерному циклі являє собою первинну формуядерних відходів високого рівня активності.

• ВАЖЛИВОЮ ХАРАКТЕРИСТИКОЮ ВЯП є - Вигоряння (глибина вигоряння) ядерного палива – яке характеризує кількість звільненої енергії та опосередковано характеризує накопичення певного спектру нуклідів в ВЯП.

• Вигоряння (глибина вигоряння) палива визначається як:*відношення кількості витраченого ядерного палива до загальної

кількості спочатку завантаженого паливного матеріалу, виражене у відсотках;

* або як відношення кількості виробленої енергії до кількості завантаженого палива (МВт*д/кг).

Що таке відпрацьоване ядерне паливо?

Що таке відпрацьоване ядерне паливо?

Технологія поводження з ВЯП у різних країнах світу визначається, насамперед, типом ядерно-паливного циклу, що використовується. Паливний цикл описує шлях, по якому паливо поступає з навколишнього середовища в ядерний реактор, і по якому повертається в навколишнє середовище. Розрізняють відкритий і замкнений паливний цикл.На сьогодні існує три основні варіанти поводження з ВЯП:- переробка ВЯП - відділення та повернення частини урану і плутонію, відділення ВАВ у вигляді високоактивних продуктів поділу, з подальшим довготривалим зберіганням (недоліки цього підходу: утворення великих кількостей РАВ при переробці (САВ і НАВ), відсутність ясності зі стабільністю довгострокового зберігання ВАО в склі та кераміці);- зберігання ВЯП в проміжних сховищах (переваги цього підходу - відсутність великих обсягів РАВ. Недоліки підходу - видимість вирішення проблеми, «відкладене рішення»);- «пряме» захоронення після проміжного зберігання протягом декількох десятиліть.

Огляд світового досвіду поводження з ВЯП

Схеми паливних циклів

Варіанти поводження з ВЯП у різних країнах

Поточні та прогнозні обсяги накопичення ВЯП (світові оцінки), в тонах важкого металу, вивантажені-переоблені-на зберіганні (враховуючи сховища для переробки)

Варіанти поводження з ВЯП у різних країнах

Франція, Великобританія, Індія, Японія та Росія обрали варіант переробки й регенерації ВЯП. Ці країни переробляють частину напрацьованого ВЯП, а також відпрацьоване паливо інших країн на комерційній основі, з поверненням замовнику цінних продуктів переробки і радіоактивних відходів;

Фінляндія, Швеція - розглядається ВЯП в якості відходів і обраний варіант «прямого» захоронення;

Більшість країн ще не визначилися й продовжують зберігати ВЯП до вибору остаточноговаріанта (так зване «відкладене рішення»).

Варіанти поводження з ВЯП у різних країнахКраїна Відкладене

рішенняПряме

захороненняПереробка

Бельгія + -  +*Cловаччина + - -Чехія + - -Угорщина + - -Великобританія + - +*Індія + - +*Канада - + -Китай  - - +Німеччина  - + +*Росія  - - +США  + - -Фінляндія  - + -Франція  - - +Швеція  - + -Японія  - - +

* - часткова переробка

На цей час найбільше поширення в світі мають варіанти сухих сховищ ВЯП, переважно - пристанційних які фактично реалізують варіант «відкладеного рішення» (насамперед - США, та держави Євроспільноти – Германія, Швейцарія, Чехія, Болгарія, Угорщина т.і).

ZVILAG, Швейцарія Форт Сент Врейн, США Дуковани, Чехія

Сурі, США

Варіанти поводження з ВЯП у різних країнах

Варіанти поводження з ВЯП у різних країнахКонцепція захоронення ВЯП в глибоких геологічних формаціях на прикладі Швеції (Форсмарк). Триває розгляд проекту будівництва в шведському регулюючому органі. Остаточний звіт за підсумками експертизи заявки буде опублікований в 2017 році.

Відпрацьоване ядерне паливо утворюється в процесі експлуатації в складі активних зон реакторів

1

1

2

2

3

3

4

4

5

5

6

6

7

7

8

8

9

9

10

10

11

11

12

12

13

13

14

14

15

15

16 1617 1718 1819 1920 2021 2122 2223 2324 2425 2526 2627 2728 2829 2930 3031 3132 3233 3334 3435 3536 3637 3738 3839 3940 4041 4142 42

113

218

322

425

527

628

728

87

<4>

912

1017

<9>

1121

1224

<3>

1326

147

1513

1627

<3>

1726

186

<8>

1911

<2>

2016

<1>

2120

<7>

2223

236

<4>

2412

2518

2625

2724

<7>

2823

295

3010

<6>

3115

3219

335

<8>

3411

3517

3622

3722

<9>

3821

<1>

3920

4019

<10>

414

429

4314

<10>

444

4510

<2>

4616

<9>

4721

4825

4918

5017

<2>

5116

<5>

5215

5314

543

<6>

558

563

579

<5>

5815

<1>

5920

6024

6127

6213

<4>

6312

<8>

6411

6510

669

<6>

678

682

692

<6>

708

7114

7219

<7>

7323

<3>

7426

7528

767

776

785

<10>

794

803

812

<5>

821

832

843

<10>

854

865

876

887

8928

<3>

9026

<7>

9123

9219

9314

<6>

948

952

962

<6>

978

989

9910

<8>

10011

<4>

10112

10213

10327

10424

<1>

10520

<6>

10615

1079

1083

<6>

1098

1103

11114

<6>

11215

<2>

11316

11417

11518

11625

<9>

11721

<2>

11816

11910

<10>

1204

12114

1229

<10>

1234

12419

<1>

12520

<9>

12621

12722

12822

12917

<8>

13011

1315

13219

<5>

13315

13410

1355

<7>

13623

13724

13825

13918

<4>

14012

1416

<7>

14223

<1>

14320

<2>

14416

<8>

14511

1466

<3>

14726

14827

14913

1507

<3>

15126

15224

<9>

15321

15417

<4>

15512

1567

15728

15828

15927

16025

16122

16218

16313

Активна зона - це частина РУ, в якій знаходиться ядерне паливо, сповільнювач, поглинач, теплоносій, засоби впливу на реактивність і елементи конструкцій, призначені для здійснення керованої ланцюгової реакції поділу і передачі енергії теплоносію.Активна зона призначена для генерування тепла та передачі його з поверхні тепловиділяючих елементів теплоносія першого контуру.Активна зона ВВЕР-1000 (проект В-320) складається з 163 ТВЗ і 61 ПС СКЗ.

Схема поводження з ядерним паливом в Україні

ДП “НАЕК “Енергоатом”

ЗАЕСЮУАЕС ХАЕСРАЕС

Сховище ВЯП ЗАЕС (початок експлуатації 2004 р., проектний строк експлуатації 50 р.) Технологічна витримка та

переробка ВЯП на підприємствах Росатома

ВО “Маяк”, Челябінськ

ВО “ГХК”, Красноярськ

Високоактивні відходи від

переробки ВЯП ВВЕР

Новосибірський завод хімічних концентратів

Машинобудівельний завод (м. Електросталь)

ВАТ “ТВЭЛ”

Завод “Vasteras” (Westinghouse Electric Sweden)

ВЯПВВЕР-1000

ВЯП ВВЕР-440

Централізоване сховище (ЦСВЯП) (зона відчуження ЧАЕС)

Сховище ВАВ(зона відчуження ЧАЕС)

- Існуюча технологія- Перспектива

Конструкція ТВЗ ВВЕР-1000

ТВЗ призначена для генерування теплової енергії, організації теплозйому та управління процесом енерговиділення в складі активної зони реакторної установки.ТВЗ складається з наступних складових частин:• головки;• пучка твелів;• хвостовика.Головка ТВЗ виконує наступні функції:-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 твел складається з 312 твел/твег, 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, взаємодіючі з опорним стаканом шахти реактора та забезпечує відповідне положення ТВЗ в активній зоні.

Схема використання ядерного палива

Тепловиділяюча збірка ВВЕР-1000:* містить 312 твелів (тепловиділяючих елементів), * висота ТВЗ 4570мм., розмір під ключ 234 мм., маса 680 кг* Термін експлуатації в активній зоні: 3-4 роки

Активна зона реактора ВВЕР-1000:163 ТВЗ

42-48 свіжі ТВЗ

щорічне завантаження в період ППР

Пристанційний басейн витримки (БВ)

щорічне вивантаження в період ППР

42-48 відпрацьовані ТВЗ

Централізоване сховище (ЦСВЯП)

Російську Федерацію:(Гірнично-хімічний Комбінат, Красноярськ)

Відправка в :

через 5-7 років

Активна зона реактора ВВЕР-440:349* ТВЗ

щорічне завантаження в період ППР

Пристанційний басейн витримки

щорічне вивантаження в період ППР

66-84 відпрацьовані ТВЗ

Централізоване сховище (ЦСВЯП)

Російську Федерацію:(ВО “Маяк”, Челябінськ)

через 5-7 років

66-84 свіжі ТВЗ

через 3 роки

* 1 блок РАЕС: 313 ТВЗ (та 36 касет-екранів) 2 блок РАЕС: 349 ТВЗ

через 3 роки

Відправка в :

Поточна схема поводження з ВЯП:• 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 Росії 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 Російської Федерації;

• ВЯП, що утворюється внаслідок експлуатації ЗАЕС направляється на зберігання в пристанційне проміжне сховище ВЯП сухого типу (СВЯП).

Заплановано: будівництво та введення в експлуатацію Централізованого сховища відпрацьованого ядерного палива для зберігання ВЯП РАЕС, ХАЕС і ЮУАЕC.

Поводження з ВЯП здійснюється відповідно до «Енергетичній 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 (відправлення ВЯП на переробку до Російської Федерації), так і схема, яка передбачає тривале (50 років і більше) зберігання ВЯП з наступним ухваленням остаточного рішення щодо його переробки або захоронення.

Схема поводження з ядерним паливом в Україні

Схема поводження з ВЯПДП НАЕК “Енергоатом”

ЗАЕС ЮУАЕС ХАЕС РАЕС

Приста-нційний басейн витрим-ки

Приста-нційний басейн витрим-ки

Приста-нційний басейн витрим-ки

Приста-нційний басейн витрим-ки

Сховище ВЯП ЗАЕС:

Витримка ВЯП протягом 3-5 років

Довготривале зберігання(“відкладене рішення”)

ЦСВЯП: зберігання 100 років12 010 ВТВЗ ВВЕР-1000 4 519 ВТВЗ ВВЕР-440

Переробка ВЯП

Прийняття рішення: Захоронення ВЯП

?

2 511 ВТВЗ ВВЕР-10001 105 ВТВЗ ВВЕР-440

Пусковой комплекс:

зберігання: 50 років9 120 ВТВЗ Можливість щорічного завантаження:

504 ВТВЗ ВВЕР-1000 та 192 ВТВЗ ВВЕР-440

На ЮУАЕС, РАЕС, ХАЕС на період до будівництва ЦСХОЯТ виконується відправлення ВЯП до РФ на перероблення

Схема поводження з ВТВЗ виглядає наступним чином:

Поводження з ВЯП при відправці на переробку до РФ на АЕС України

Басейн витримки Транспортний контейнерТК-13

З.д вагон спецпотягу

ГХК (РФ) – ВВЕР-1000«Маяк» (РФ) – ВВЕР-440

Обладнання АЕС, що використовується для відправки ВЯП

Перевантажувальна машина

Полярний кран

Траверса ТК-13

Шандора Транспортний отвір з люком ГЗ

Обладнання для перевірки щільності ТК-13

Конструкція контейнеру ТК-13

Технические характеристики контейнера

Количество загружаемых ТВС - 12 штук.Масса контейнера, не более:- в порожнем состоянии - 95 т,- в загруженном состоянии с учетом массы антифриза120т.Суммарная мощность остаточных тепловыделений отработавших кассет - 20 кВт.Глубина выгорания отработавших кассет - не более 50 МВт*сут/т.Максимальная температура оболочек ТВЭЛов - не более 350 град. С.Интервал изменения давления в контейнере - 0-7 кгс/см2.Вид теплоносителя внутренней полости контейнера - СО2, N2, или воздух.Наполнитель оболочки нейтронной защиты - антифриз марки 65. Разрешается заполнять оболочку нейтронной защиты питьевой водой, при условии согласования этого вопроса с предприятием, принимающим ОЯТ. В холодное время года заполнение оболочки нейтронной защиты питьевой водой запрещается.Давление в полости оболочки нейтронной защиты - 7 кгс/см2.Мощность эквивалентной дозы ионизирующего излучения на наружной поверхности ТУК, не более:- на боковой поверхности контейнера в районе цапф - 200 мбэр/час,- на остальной боковой поверхности и на основании контейнера - 30 мбэр/час,- на крышке контейнера - 50 мбэр/час.

На Запорізькій АЕС для проміжного зберігання ВЯП, обраний варіант зберігання палива в «сухому» контейнері, де паливо знаходиться в середовищі інертного газу. Контейнери сухого зберігання, якы використовуються на ЗАЕС, є аналогами американських контейнерів VSC-24 (Duke Engineering & Services Europe, Inc., DE&S и Sierra Nuclear Corporation SNC)) та адаптованими під паливо ВВЕР-1000.Обладнання та критерії безпечного зберігання ВЯП в ССВЯПОсновними компонентами системи сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива є:•    багатомісний герметичний кошик (БГК);•    перевантажувальний контейнер (ПК);•    вентильований бетонний контейнер (ВБК).Відпрацьовані тепловиділяючі збірки, 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%;• повинні бути герметичними.

Зберігання ВЯП в ССВЯП ЗАЕС

Схема зберігання ВТВЗ

1. Датчик температурного контролю2. Вхід повітря та направляючі для транспортування3. Бетонний майданчик зберігання4. Вихід повітря5. Кришка бетонного контейнера7. Силова і захисна кришки кошикаблок з 24-х чарунок для ВТВЗ8. Чарунка для ВТВЗ9. Корпус багатомісної кошика зберігання10.Обічайка 11. Вентильований бетонний контейнер

Схема зберігання ВТВЗ (бар'єри безпеки)

Багатомісний герметичній кошик виготовлений з вуглецевої сталі і здатний забезпечити зберігання 24 ВТВЗ. Після завантаження та герметизації МГК являє собою захисний бар'єр, що перешкоджає виходу радіоактивності в навколишнє середовище.БГК є також і радіатором, що відводить надлишкове тепло ВТВЗ у вільний об'єм вентильованого бетонного контейнера.

Поводження з ВЯП у ССВЯП ЗАЕС

Поводження з ВЯП У ССВЯП ЗАЕСТранспортування БГК в межах реакторного відділення блоку здійснюється в спеціальному перевантажувальному контейнері, який виконує наступні функції:• біологічного захисту обслуговуючого персоналу;• захисту кошики від механічних впливів при транспортуванні;• захисту зовнішньої поверхні кошики від радіоактивного забруднення.

Завантаження ВТВЗ в ВБГК

Поводження з ВЯП У ССВЯП ЗАЕС

Завантажений та герметизований БГК розміщується в ВБК, який призначений для довготривалого зберігання БГК з ВТВЗ на майданчику ССВЯП, який виконує функції:- Відведення надлишкового тепла від БГК за рахунок природної циркуляції повітря;- Захисту БГК від зовнішніх впливів природного та техногенного характеру;- Біологічного захисту обслуговуючого персоналу;- Забезпечення вертикального розміщення багатомісної герметичної корзини з ВТВЗ при транспортуванні і зберіганні.

Транспортування ВБК на майданчик зберігання

Зберігання відпрацьованого ядерного палива в ССВЯП ЗАЕС

Концепція переробки ВЯП на заводі компанії AREVA

Значні інциденти при поводженні з ВЯПАварія 2003 року на венгерській АЕС Пакш

Тридцять тепловиділяючих збірок (ТВЗ) з відпрацьованим в реакторі другого енергоблоку ядерним паливом були серйозно пошкоджені в квітні 2003 року, під час хімічного очищення ТВЗ. Обладнання та приміщення енергоблоку зазнали радіаційного забруднення. Цієї аварії був привласнений Третій рівень за семибальною Міжнародною шкалою ядерних подій (INES) (серйозний інцидент). Після аварії для відновлення працездатності енергоблоку знадобилося 18 місяців.

Саме залишкове тепловиділення майже призвело до реалізації сценарію «розплавлення палива».З-за недоліків конструкції бака охолодження ТВЗ було порушено.

Значні інциденти при поводженні з ВЯПАварія 2011 року на АЕС Фукусіма Даічі

Через відсутність електроживлення в процесі розвитку аварії загрозу стали представляти басейни витримки (відео 2), в яких знаходилися тепловиділяючі збірки. Вода в басейнах не циркулювала, її рівень падав. Було забезпечене скидання води з вертольотів.

7-й рівень за шкалою INES (крупна аварія). Японська Комісія з ядерної безпеки (NSC) в ході аваріїї підвищило рівень небезпеки на АЕС «Фукусіма-1» до максимального рівня 7. Рівень викиду основних дозообразуючих нуклідів в навколишнє середовище склав 10% відповідно рівня викидів при аварії на ЧАЕС

We make NuCLEAR energy оf FutureПрисоединяйтесь!

Поводження з відпрацьованим ядерним

паливом в Україні. Міжнародний досвід поводження з ВЯП

Директор з ядерної та радіаційної

безпеки Лашевич П.Л