3. Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ)
К особому виду отходов относится отработавшее ядерное топливо. С реакторов РБМК ОЯТ хранится во временных пристанционных хранилищах. ОЯТ реакторов ВВЭР-440 вывозится на производственное объединение «Маяк»,завод РТ-1, в городе Озерск Челябинской области.
https://www.youtube.com/watch?v=Kr-vowxLn3o
В России, отличие от Германии, на этом заводе ведется переработка ОЯТ реакторов ВВЭР-440. Здесь же перерабатывается ОЯТ с российских атомных подводных лодок и с реактора на быстрых нейтронах БН-600.
Завод с проектной мощностью 400 т/год был введен в эксплуатацию в 1977 году. Хранение поступившего на комбинат ОЯТ осуществляется в буферном хранилище емкостью 1440 тонн. Конечной продукцией при переработке ОЯТ является: плав гексагидрата уранил нитрата, является сырьем для изготовления свежего топлива для реакторов РБМК-1000; диоксид плутония поступает на склад (ввиду отсутствия спроса).Переработка ОЯТ осуществляется по экстракционной технологии, что обуславливает большое количество жидких РАО.
В течение многих лет ПО "Маяк” сбрасывало в окружающую среду огромное количество жидких РАО. Эта практика продолжается и в настоящее время. Ежегодно в окружающую среду сбрасывается около 10 млн. м3 РАО, что создает угрозу не только Челябинскому, но и соседним регионам. Это угроза морям Северного Ледовитого океана, в которые впадают реки, имеющие водосбор на территории предприятий переработки ОЯТ. После модернизации этого технологического процесса сбросы низко- и среднеактивных отходов в водную среду сократились на 10%. Тем не менее, учитывая сложившуюся в результате деятельности ПО "Маяк” (особенно радиохимических заводов) катастрофическую экологическую ситуацию, законодательное собрание Челябинской области приняло решение об ограничении мощности завода РТ-1 на 50%. Это снизило воздействие на среду обитания Южного Урала, но привело к накоплению ОЯТ на площадках временного хранения ПО «Маяк», что создает новые проблемы обеспечения безопасного хранения.
Поскольку при переработке ОЯТ требуются все более безопасные и дорогие технологии изоляции РАО, затраты на его переработку не компенсируются продажей полученного в результате такой переработки регенерированного урана. ОЯТ реакторов РБМК-1000 на Ленинградской, Смоленской и Курской АЭС концентрируется в пристанционных "мокрых" временных хранилищах (бассейнах). Его скопилось к настоящему времени 9500 тонн.
Почти половина этого количества - ОЯТ Ленинградской АЭС, самой старой АЭС этого типа в России. Ежегодное заполнение мокрого временного хранилища ОЯТ ЛАЭС составляло примерно 3000 отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС). С 2005 года на ЛАЭС начали использовать уран-эрбиевое топливо с обогащением 2,8 %. Оно имеет значительно больший ресурс выгорания. Поэтому, ежегодное поступление ОТВС в хранилище сократится до 1000 штук. Это значит, что при продлении срока эксплуатации всех четырех энергоблоков на 15 лет дополнительное поступление ОТВС составит примерно 15000 штук.
https://www.youtube.com/watch?time_continue=2&v=j4ZuVSe02Uk
В настоящее время на территории ЛАЭС заканчивается строительство цеха по разрезке на 2 части каждой ОТВС. После этой операции, каждую половинку разместят в металлобетонных контейнерах на территории станции. Это будет промежуточное «сухое» хранилище ОЯТ. В дальнейшем, при введении на Горно-химическом комбинате (ГХК), в Железногорске пускового комплекса централизованного (национального) хранилища ОЯТ, предполагается с территории ЛАЭС ежегодно перемещать туда до 2300 ОТВС.
Дополнительные материалы
В этой теме описаны механизмы и технологии долговременной изоляции от среды обитания радиоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива в России и европейских странах.
Лекции этой темы:
- 1. Введение
- 2. Переработка металлических радиоактивных отходов
- 3. Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ)
- 4. Радиоактивные отходы при выводе АЭС из эксплуатации
- 5. Необходимость создания единой системы обращения с РАО
- 6. Предложения по созданию регионального могильника РАО на Северо-западе России
- 7. Европейский опыт
ТЕМЫ КУРСА
- Тема 1. Современное состояние атомной энергетики
- Тема 2. Законодательство России и США об использовании атомной энергии
- Тема 3. Международное право в области использования атомной энергии
- Тема 4. Роль национальных регуляторов США и России в процессе декомиссии
- Тема 5. Возможные подходы и сценарии вывода из эксплуатации
- Тема 6. Существующий опыт вывода из эксплуатации
- Тема 7. Стратегия по обращению с радиактивными отходами (РАО) и отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) опыт России и др. стран
- Тема 8. Стратегия по обращению с РАО и ОЯТ опыт США
- Тема 9. Социальные проблемы при выводе из эксплуатации
- Тема 10. Международное и межрегиональное сотрудничество для безопасного вывода из эксплуатации