На Горно-химическом комбинате (Железногорск, Красноярский край) необходимо ускорить строительство «сухого» хранилища для топлива РБМК-1000 и ВВЭР-1000 и модернизацию «мокрого» хранилища, а также приступить к проектированию демонстрационного центра по обращению с ОЯТ и РАО, утверждает главный инженер ГХК Юрий Ревенко в докладе, представленном на московском форуме «ТЭК России в XXI веке».
Расположенный в 60 километрах от Красноярска ГХК является предприятием ЯТЦ, осуществляющим заключительную стадию цикла – обращение с ОЯТ реакторов ВВЭР-1000. В Железногорск поступают выгоревшие кассеты с Калининской, Нововоронежской и Балаковской АЭС, а также с АЭС Украины и АЭС «Козлодуй» (Болгария).
Транспортировка ОЯТ на ГХК осуществляется литерными поездами, в состав которых входят специализированные вагон-контейнеры – железнодорожные транспортёры с установленными на них кузовами для размещения транспортного упаковочного комплекта (ТУК). Парк транспортных средств ГХК насчитывает в настоящее время семь контейнеров ТУК-10 (ёмкостью на шесть сборок) и шестнадцать ТУК-13 (ёмкостью на двенадцать сборок).
Перевозка отработавшего топлива реакторов ВВЭР-1000 осуществляется с 1985 года. Всего за этот период выполнено 160 рейсов с общим пробегом более 9 миллионов километров. Каких-либо значимых инцидентов при транспортировке вагонов с ТУК зарегистрировано не было – однако имеющиеся в распоряжении комбината ТУКи начинают морально и физически устаревать.
В настоящее время проводится работа по продлению сроков эксплуатации ТУКов по нормативному документу НП-024-2000. Кроме того, комбинат испытывает острую необходимость в создании новых ТУКов, позволяющих перевозить ОЯТ с повышенным выгоранием, и в увеличении их парка в связи с предполагаемым строительством новых атомных энергоблоков.
Начиная с 2008 года, ГХК планирует начать приём ОЯТ реакторов РБМК (Ленинградская, Курская и Смоленская АЭС). За оставшееся до этого момента время необходимо провести сертификацию ТУК-109, предназначенного для перевозки выгоревших кассет канальных реакторов.
Немало нерешённых проблем связано и с хранением ОЯТ на территории комбината. С 1985 года здесь действует «мокрое» – водоохлаждаемое – хранилище РТ-2, предназначенное для размещения отработавшего топлива реакторов ВВЭР-1000. Ёмкость действующего хранилища составляет 6000 тонн по окиси урана, и в настоящее время оно заполнено на 77%.
При сохранении нынешних темпов поступления ОЯТ (порядка 350 тонн в год), «мокрое» хранилище окажется полностью заполненным через 4-5 лет. Сейчас завершается разработка проекта по модернизации хранилища с увеличением его вместимости до 8600 тонн – в этом случае, разгрузка АЭС с реакторами ВВЭР-1000 будет обеспечена до 2015 года.
На «мокром» хранилище выгоревшие сборки расположены под слоем воды. В подобных условиях они могут пребывать не более 30 лет; в дальнейшем потребуется перевод отработавших кассет в газовую среду с атмосферой сухого азота и гелия – «сухое» хранилище.
Строительство «сухого» хранилища на ГХК было начато в 2001 году. Его проектная мощность составит 37785 тонн, а размещаться в нём будут кассеты реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Время хранения кассет в «сухом» хранилище составит 50 лет, а полная стоимость проекта – 540 миллионов долларов. Ввод в эксплуатацию пускового комплекса на 5082 тонны для кассет РБМК-1000 запланирован на 2008 год.
Говоря в целом, для обращения с ОЯТ российских реакторов необходимо найти системное решение, которое, по мнению Юрия Ревенко, может заключаться в обеспечении безопасной и экономически целесообразной переработки ОЯТ с возвратом делящихся материалов в топливный цикл и надёжной подземной изоляцией высокорадиоактивных отходов от биосферы.
Современные технологии переработки ОЯТ выглядят сомнительными с точки зрения рентабельности. Сегодня даже на самых современных французских заводах цена переработки составляет около 1000 долларов за килограмм, в то время как стоимость природного урана приближается к 50 долларам за килограмм. Более того, существующие технологии переработки не позволяют надёжно гарантировать нераспространение делящихся материалов.
ГХК, НПО «Радиевый институт» и ВНИИНМ приступили в 2006 году к углублённому лабораторному изучению на реальном топливе трёх перспективных технологий переработки ОЯТ, позволяющих снизить строительные объёмы на единицу оборудования и исключить некоторые операции. По мнению Юрия Ревенко, на площадях ГХК необходимо создать демонстрационный стенд по переработке ОЯТ с производительностью 50-100 тонн/год.
На ГХК имеется вся необходимая инфраструктура для создания стенда, в том числе полигон подземного захоронения для тритиевых отходов, подземные выработки для временного захоронения среднеактивных отходов, а также участки гранитоидных массивов в радиусе до 25 километров, пригодные для подземной изоляции высокоактивных отходов.
Создание демонстрационного стенда можно также рассматривать в контексте организации на ГХК международного центра по обращению с ОЯТ. Комбинат расположен в малонаселённом районе и располагает при этом развитой инфраструктурой по обращению с ОЯТ и уникальными геологическими условиями по изоляции высокоактивных отходов, что делает его первоочередным кандидатом на роль международного центра.
По мнению Юрия Ревенко, международный центр после своего создания мог бы решать следующие задачи:
Вместе с тем, России необходимо провести тщательный анализ и уточнить стратегию отечественной атомной энергетики, правильно выбрав момент замыкания ЯТЦ и перехода на реакторы на быстрых нейтронах, считает Юрий Ревенко. Он напомнил, что, по расчётам ведущих американских университетов, мировая атомная энергетика может развиваться на усовершенствованных реакторах на тепловых нейтронах в течение нескольких десятилетий (имеющиеся запасы урана по цене ниже 130 долларов за килограмм позволяют реализовать подобный сценарий).
Ещё одним стратегическим вопросом для российской атомной отрасли является судьба ОЯТ реакторов РБМК-1000 и ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 с высокой глубиной выгорания (порядка 70 ГВт*сут/тонна урана). Не исключено, полагает Ревенко, что данное отработавшее топливо окажется целесообразным кондиционировать путём выделения основной массы урана (до 90%) и очистки до уровня, допустимого для хранения на поверхности. Оставшиеся при этом минимальные объёмы высокоактивных отходов можно при этом подвергнуть подземной изоляции.
ИСТОЧНИК: IranAtom.Ru, Владимир Рычин