Обеспечение безопасного обращения с отработавшим ядерным топливом
Основным подходом при решении проблем с ОЯТ в Российской Федерации является его переработка с целью повторного вовлечения ядерных материалов, то есть образование замкнутого ядерного топливного цикла. Подход детализирован в Концепции по обращению с отработавшим ядерным топливом Госкорпорации «Росатом» и в Ведомственной целевой программе развития инфраструктуры и обращения с ОЯТ до 2030 г.
Обращение с основным по объему видом ОЯТ (ОТВС АЭС) представляет собой ряд технологических операций, которые начинаются с выгрузки ОТВС из реактора и помещения их в приреакторный бассейн выдержки. Там они выдерживаются в течение трех-пяти лет для снижения радиоактивности и тепловыделения. Затем ОЯТ перемещается в станционные хранилища (ХОЯТ). C 2011 г. топливо, накопленное в таких хранилищах, вывозится на централизованное хранение или переработку.
Радиационные характеристики ОЯТ накладывают жесткие требования к безопасности на всех этапах обращения с ним, включая хранение, транспортировку и переработку. Операции по обращению с каждым типом ОЯТ производятся в соответствии со своими технологическими схемами с ориентацией на две промышленные площадки: ФГУП «ГХК» (централизованное долговременное хранение) и ФГУП «ПО «Маяк» (хранение и переработка).
На ФГУП «ГХК» вывозится ОЯТ реакторов типа РБМК-1000 с Ленинградской, Курской и со Смоленской АЭС. Имеющиеся мощности по обращению с ОЯТ обеспечивают разделку, транспортировку с АЭС и размещение на «сухое» хранение (в ХОТ-2) в среднем от 6 до 8 тысяч ОТВС в год. К завершению ФЦП ЯРБ-2 планируется разместить на централизованное долговременное хранение более 80 тыс. штук ОТВС. Отработавшее топливо реакторов типа ВВЭР-1000 вывозится и размещается на ФГУП «ГХК» в «мокром» хранилище (ХОТ-1). Перегрузка ОЯТ ВВЭР-1000 из ХОТ-1 в ХОТ-2 предусмотрена, однако зачастую ограничена из-за повышенного тепловыделения. В рамках ФЦП ЯРБ-2 в 2016 г. успешно завершена опытная перегрузка 8 таких ОТВС, включая отработку технологических решений и изготовление пеналов хранения. С 2017 г. эта процедура выполняется в штатном режиме с постепенным наращиванием темпов перегрузки.
На ФГУП «ПО «Маяк» для временного хранения и переработки с целью выделения полезных веществ для их дальнейшего использования транспортируется ОЯТ реакторов типа ВВЭР-440, БН-600, ВВЭР-1000, АМБ, некондиционное ОЯТ (негерметичное и не пригодное для «сухого» хранения) РБМК-1000, ОЯТ исследовательских реакторов АО «ГНЦ РФ-ФЭИ», АО «ГНЦ НИИАР», НИЦ «Курчатовский институт» и НИЯУ МИФИ, ОЯТ облученных блоков промышленных уран-графитовых реакторов, а также ОЯТ ядерных энергетических установок атомного флота. К 2030 году на ФГУП «ПО «Маяк» годы планируется переработать более 2,5 тыс. тонн ОЯТ.
Существенное увеличение объемов переработки ожидается после завершения строительства и ввода в эксплуатацию опытно-демонстрационного центра (ОДЦ) по переработке ОЯТ на ФГУП «ГХК» и создания комплекса по переработке ОЯТ АМБ на ФГУП «ПО «Маяк».
Хранилище отработавшего ядерного топлива в Обнинске полностью освобождено от материалов и готово к началу работ по выводу из эксплуатации
Специалисты Курской АЭС приступили к первому этапу вывода из эксплуатации энергоблока № 1
Начался один из важнейших этапов подготовки к выводу энергоблока из эксплуатации - после выгрузки ядерного топлива использование блока в качестве энергоисточника невозможно.
Переработку топлива планируют начать в 2024 году.
В рамках направления ФЦП ЯРБ-2 по переводу объектов ядерного наследия в безопасное состояние с их последующей ликвидацией на ФГУП «ГХК» продолжаются работы по безопасному обращению с отработавшим ядерным топливом АЭС.
Эта работа будет иметь большое значение для решения экологических задач российской атомной отрасли
Первая партия топлива исследовательского реактора Физико-энергетического института (ФЭИ, г. Обнинск) разгружена на заводе РТ-1 «Маяка»
Белоярская атомная станция (БАЭС) начала вывоз отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с окончательно остановленных энергоблоков №1 и №2 с реакторами АМБ-100 и АМБ-200 на радиохимическую переработку на ПО «Маяк»
На ПО «Маяк» продолжается плановая работа по обеспечению переработки всех видов топлива, находящихся в федеральной собственности, финансирование которой осуществляется за счет ФЦП ЯРБ-2. Это в первую очередь топливо исследовательских реакторов, Военно-морского флота, частично топливо атомных электростанций
Одним из направлений работы Госкорпорации «Росатом» является удаление отработавшего ядерного топлива исследовательских реакторов (ОЯТ ИР) с площадок научно-исследовательских институтов, транспортировка и переработка его на ФГУП «ПО «Маяк».
Успешно завершилась переработка пилотной партии отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000 на «Производственном объединении «Маяк». Полученные результаты свидетельствуют о готовности предприятия к промышленной переработке ОЯТ этого типа.
26-27 января представители АО ФЦЯРБ и Кольской АЭС проверили возможность проведения «холодных» испытаний по вывозу ОЯТ с Кольской АЭС на ПО «Маяк».
Транспортеры ТК-Е-140, ТК-У-141, предназначенные для перевозки транспортно-упаковочных контейнеров ТУК-140 и ТУК-141 c ОЯТ были успешно сертифицированы и рекомендованы к постановке на производство.
Пресс-служба ГХК сообщила, что Ростехнадзор разрешил предприятию проводить переработку отработавшего ядерного топлива.
Планомерный вывоз отработавшего ядерного топлива с первых энергетических блоков Белоярской атомной электростанции на хранение и дальнейшую переработку начнётся летом нынешнего года.
27 декабря на ПО «Маяк» состоялось сразу несколько событий, знаковых не только для предприятия, но и для атомной отрасли страны.
На ПО «Маяк» 16 декабря прибыл первый состав с отработавшим ядерным топливом реакторов ВВЭР-1000. Маяк станет первым предприятием России и мира, которое переработает топливо с реакторов подобного типа.
30 ноября Федеральный центр ядерной и радиационной безопасности подписал Акт технической приемки чехлов транспортно-упаковочного комплекта (ТУК)-140
Производственная система «Росатом» в действии: отправка контейнеров для транспортировки отработавшего ядерного топлива на АЭС теперь будет проходить в 4.5 раза быстрее.
Брянский машиностроительный завод (БМЗ) 27 октября успешно завершил испытания образцов железнодорожных транспортеров ТК-Е-140 и ТК-У-141, предназначенных для безопасной перевозки транспортно-упаковочных комплектов ТУК-140 и ТУК-141О с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ).