Отработавшее ядерное топливо: состав, обращение и технологии хранения

Современная ядерная энергетика представляет собой сложный технологический комплекс, ключевым этапом функционирования которого является эффективное обращение с облученным ядерным топливом. Имея изначально относительно простой химический состав, топливо в процессе ядерных превращений в активной зоне реактора трансформируется в изотопно насыщенную среду, содержащую элементы практически всей периодической системы Д. И. Менделеева. Выгружаемый из реактора материал обладает высокой удельной radioactivity и остаточным тепловыделением, что требует реализации строго регламентированных физико-технических и инженерно-барьерных мер при его выдержке, транспортировке и последующем хранении.

Накопление различных нуклидов и радиоизотопов определяется комплексом взаимосвязанных факторов. К ключевым из них относятся исходный химический и изотопный состав топливных композиций (природный уран, уран с различным обогащением по изотопу ²³⁵U, уран-плутониевое топливо / MOX-топливо), энергетический спектр нейтронов (тепловые нейтроны или быстрые нейтроны), конструктивные особенности зоны реактора, глубина выгорания (удельная энерговыработка) топлива, а также продолжительность выдержки облученного топлива после его извлечения из реактора.

Изотопный состав и физико-химические характеристики ОЯТ. Для детального анализа радиационно-физических параметров облученных материалов рассматривают характеристики серийного облученного оксидного топлива (UO₂) водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000. Рассматриваемый вариант характеризуется начальным обогащением 4,4 % по урану-235, удельной энерговыработкой (глубиной выгорания) 40 ГВт·сут/т и временем предварительной выдержки после выгрузки, равным 3 годам.

Удельная активность топлива после указанного периода выдержки составляет 4,1·10¹⁶ Бк/т урана, а постоянное тепловыделение достигает величины порядка 4 кВт/т урана. В таблицы ниже представлены подробные расчетные данные изотопного состава и периодов полураспада различных фракций нуклидов, образующихся в процессе выгорания.

Табл. 1. Характеристика однократно облученного топлива ВВЭР-1000 (расчетные данные)

Приобретаемая топливным материалом экстремально высокая радиоактивность интенсивно снижается в первые месяцы после остановки реактора благодаря естественному радиоактивному распаду короткоживущих нуклидов. Тем не менее, даже после трехлетнего периода выдержки ОЯТ характеризуется серьезной радиационной, ядерной и токсикологической опасностью. Наличие остаточного тепловыделения требует непрерывного циркуляционного отвода теплоты от выгруженных топливных элементов.

Эксплуатационная надежность ТВЭЛов и конструкционные дефекты. В процессе длительного облучения в активной зоне реактора конструкционные материалы подвергаются интенсивному радиационному воздействию, перепадам температур и термическим напряжениям. В связи с этим в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) и тепловыделяющих сборках (ТВС) могут проявляться специфические дефекты:

1. Геометрические искривления и формоизменения каркаса кассет;
2. Механические повреждения, обусловленные локальными термомеханическими напряжениями в конструкционных материалах;
3. Коррозионное растрескивание оболочек и деталей ТВС под напряжением;
4. Газовые неплотности различной степени выраженности.

Данные явления находятся в фокусе постоянного контроля конструкторов и технологов атомной отрасли. Инженерные разработки направлены на минимизацию вероятности отказов при одновременном увеличении длительности реакторной кампании и повышении глубины выгорания топлива. Благодаря модернизации материалов и конструкции ТВЭЛов, достигнутый показатель надежности отечественных сборок характеризуется значением вероятности отказов, не превышающим 10⁻³ %.

Ресурсный потенциал облученного ядерного топлива. В научно-популярной и массовой литературе облученное ядерное топливо нередко ошибочно называют радиоактивными отходами. Однако одной из фундаментальных особенностей ядерной энергетики (ЯЭ) является то, что отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) АЭС ни в коем случае не относится к категории отходов. В условиях функционирующего и поступательно развивающегося замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) ОЯТ представляет собой ценнейший сырьевой ресурс и связующее звено для последующих циклов генерации энергии.

В составе выгружаемого топлива сохраняется значительное количество не полностью израсходованного урана-235, а также образуются новые делящиеся нуклиды — прежде всего нечетные изотопы плутония (Pu-239, Pu-241), америций и другие тяжелые трансурановые актиноиды. Не менее важным остается основной компонент — уран-238, который служит ключевым сырьевым материалом для вторичного синтеза плутония в реакторах на быстрых нейтронах.

Кроме того, отдельные изотопы, содержащиеся в ОЯТ, обладают высокой практической ценностью в смежных областях:
- Стронций-90 (Sr-90) и цезий-137 (Cs-137) успешно применяются в качестве изотопных источников электрического тока и тепла (РИТЭГ);
- Нептуний-237 (Np-237) и америций-241 (Am-241) служат стартовым сырьем для синтеза плутония-238 (Pu-238) — высокоэффективного и долговечного источника энергии для автономных космических аппаратов;

- Технеций-99 (Tc-99) представляет интерес при создании ингибиторов коррозии и специализированных покрытий для морских судов и гидротехнических сооружений;
- Синтетические благородные металлы (рутений, родий, палладий), накапливающиеся в результате деления ядер, представляют высокую промышленную ценность.

Облученное топливо по своей сути является уникальной концентрированной «кладовой» ценных радиоактивных и стабильных элементов, потенциал практического использования которых продолжает активно исследоваться.

Технология хранения и транспортировки ОЯТ. По завершении реакторной кампании ТВС извлекаются из активной зоны и направляются на технологическое хранение. В мировой и отечественной практике сформировалась строгая последовательность трех основных стадий обращения с ОЯТ:

1. Приреакторные бассейны выдержки (БВ): Выгрузка осуществляется дистанционно с помощью автоматизированной разгрузочно-загрузочной машины в водонаполненные отсеки, облицованные нержавеющей коррозионно-стойкой сталью. Выдержка длится от 3 до 10 лет для снижения остаточного тепловыделения и спада короткоживущей активности. Дефектные кассеты размещают в специальных герметичных пеналах.

2. Промежуточные хранилища (ХОЯТ): Транспортировка сборок в ХОЯТ осуществляется во внутристанционных вагонах-контейнерах. Хранение может организовываться как по «мокрому» методу (в бассейнах), так и по «сухому». Сроки выдержки составляют от 10 до 30 лет.

3. Централизованные (долговременные) хранилища: Предназначены для безопасного содержания топлива в течение длительного периода (до 50 лет).

В современных технологиях сухого хранения ОЯТ помещается в герметичные укупорочные контейнеры, заполненные инертным газом (аргоном, гелием) или сухим воздухом. Данные емкости устанавливаются в защитные железобетонные камеры или массивные бетонные контейнеры. Для оптимизации вместимости хранилищ активно внедряется уплотненное (экономное) хранение: использование стеллажей из коррозионно-стойкой бористой стали (вместо обычной конструкционной стали) позволяет предотвратить возникновение критической массы по условиям ядерной безопасности и увеличить вместимость хранилища в 1,5 раза.

Межплощадочная транспортировка и параметры контейнеров. Транспортировка ОЯТ за пределы площадки АЭС проводится специализированным железнодорожным транспортом или по комбинированным логистическим схемам с привлечением специализированных морских и речных судов. Перевозка осуществляется в тяжелых защитных транспортных упаковочных комплектах (ТУК), обеспечивающих надежную локализацию ионизирующего излучения и отвод тепла.

Мировыми лидерами в производстве транспортных контейнеров для легководных реакторов являются компании Transnuclear (серия TN, Франция) и Gesellschaft für Nuclear Service (модели Castor, Германия). В Российской Федерации разработана и эксплуатируется линейка контейнеров серии ТК:
- ТК-6 — для ТВС реакторов ВВЭР-440;
- ТК-10 и ТК-13 / ТК-13М — для ТВС реакторов ВВЭР-1000;
- ТК-11 — для ТВС реакторов РБМК-1000.

Табл. 2. Эксплуатационные и нормативно-технические параметры транспортных упаковочных комплектов (ТУК)

Специальный железнодорожный эшелон для перевозки ОЯТ в российских условиях включает до 8 вагонов-контейнеров, 1–2 вагона сопровождения с персоналом и охраной, а также вагоны прикрытия в голове и хвосте поезда. Усредненная стоимость транспортировки отработавшего топлива составляет от 20 до 80 долларов США за 1 кг урана.

Сведения об авторах и источниках:

Авторы: Е. О. Адамов, Ю. Г. Драгунов, В. В. Орлов, Л. П. Абагян, В. Я. Абрамов и др.

Источник: Машиностроение ядерной техники

Данные публикации будут полезны студентам и специалистам в области ядерной физики и атомной энергетики, инженерам-конструкторам и технологам промышленных предприятий, а также всем, кто интересуется устройством ядерных реакторов и современными ядерными технологиями.