Актуальность
Обращение с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) является одной из наиболее сложных и до конца не решённых задач атомной энергетики, особенно на этапе вывода из эксплуатации ядерных установок. В этих условиях необходимо обеспечить безопасное долговременное хранение, переработку или окончательное захоронение накопленных ядерных материалов с соблюдением требований ядерной и радиационной безопасности, а также международных обязательств в области нераспространения.
Особую значимость данная проблема имеет для Республики Казахстан в связи с выводом из эксплуатации реакторной установки на быстрых нейтронах БН-350, функционировавшей в г. Актау в период с 1973 по 1999 годы. ОЯТ данного реактора содержит оружейный плутоний и высокообогащённый уран, что предъявляет повышенные требования к обеспечению физической защиты и контролю за ядерными материалами. После остановки реактора всё ОЯТ БН-350 было вывезено с площадки в г. Актау и размещено на долговременное хранение на объекте комплекса исследовательских реакторов «Байкал-1» Национального ядерного центра Республики Казахстан. Топливо упаковано в герметичные чехлы и размещено в транспортные упаковочные комплекты ТУК-123.
В соответствии с рекомендациями Международного агентства по атомной энергии долговременное хранение рассматривается лишь как временный этап обращения с ОЯТ. В качестве конечных решений предполагаются переработка топлива или его окончательное захоронение, обеспечивающие долговременную изоляцию радиоактивных материалов от окружающей среды.
Важным аспектом рассматриваемой проблемы является ограниченный срок эксплуатации применяемых систем хранения. Контейнеры ТУК-123 рассчитаны на безопасную эксплуатацию в течение 50 лет, при этом загрузка ОЯТ БН-350 началась в 2008 году, и на сегодняшний день уже использована значительная часть этого срока. Это требует заблаговременного обоснования дальнейшей стратегии обращения с данным топливом. В связи с этим необходимы комплексные исследования, включающие анализ применяемых в мировой практике технологий обращения с ОЯТ, а также проведение расчётных оценок параметров безопасности при его долговременном хранении. Полученные результаты позволят обосновать выбор оптимального и безопасного варианта дальнейшего обращения с ОЯТ БН-350.
Актуальность данных исследований также связана с перспективами развития атомной энергетики в Республике Казахстан, в рамках которых вопросы обращения с ОЯТ и радиоактивными отходами приобретают стратегическое значение для формирования национальной системы обращения с ядерными материалами.
Цель Программы
Выработка предложений по оптимальному способу обращения с ОЯТ реактора
БН-350, обеспечивающего выполнение требований законодательства Республики Казахстан и международных договоренностей, а также требований ядерной, радиационной, ядерной физической безопасности и режима нераспространения при обращении с делящимися материалами.
Ожидаемые результаты
Прямые результаты:
по направлению 1. «Исследование мировой практики обращения с отработавшим топливом энергетических реакторов»:
- подготовлен аналитический материал по способам обращения с отработавшим топливом, применяемым в мировой практике;
- проведены технико-экономические расчетные оценки рассмотренных способов обращения.
по направлению 2. «Оценка текущего состояние отработавшего топлива реактора БН-350»:
- получены набор исходных данных для проведения расчетов ядерной и радиационной безопасности и сценарии аварийных событий, ранее не рассматриваемых при проведении анализа безопасности при обращении с отработавшим топливом БН-350;
- разработаны расчетные модели для анализа безопасности;
- получены количественные результаты расчетных исследований безопасности при обращении с отработавшим топливом;
- проведена расчетная оценка энергетического потенциала отработавшего топлива реактора БН-350.
по направлению 3. «Исследование способов обращения с отработавшим ядерным топливом реактора БН-350»:
- подготовлен перечень способов, возможных к применению, для обращения с отработавшим топливом;
- разработана методика сравнительной оценки различных способов обращения;
- выработаны предложения по выбору наиболее оптимального способа обращения с отработавшим топливом реактора БН-350.
Конечный результат:
по направлению 1. «Исследование мировой практики обращения с отработавшим топливом энергетических реакторов»
Будет получен комплекс данных по мировой практике обращения с ОЯТ с основными технико-экономическими показателями. Данный комплект материалов будет набором исходных данных для работы аналитической группы.
Экономический эффект заключается в получении новых данных для выбора наиболее эффективного способа обращения с ОЯТ БН-350.
Экологический эффект заключается в получении данных, применимых для выбора безопасного, с точки зрения воздействия на окружающую среду, способа обращения с ОЯТ.
Социальный эффект заключается в повышении общего уровня знаний специалистов атомно-энергетической отрасти Казахстана в вопросе обращения с отходами атомной отрасли и придании импульса в дальнейшем развитие научных и прикладных направлений.
по направлению 2. «Оценка текущего состояние отработавшего топлива реактора БН-350»:
Проведен комплекс измерительных и расчетных исследований, в подтверждение характеристик безопасности проектных параметров и условий хранения ОТЯ БН-350. Получены данные для аналитического исследования способа дальнейшего обращения с ОЯТ БН-350.
Экономический эффект заключается в получении актуальных данных по текущему состоянию ОЯТ БН-350 и контейнеров хранения с целью прогнозирования затрат на поддержание безопасных условий эксплуатации.
Экологический эффект основан на получение данных измерений радиационного воздействия ОЯТ БН-350 на окружающую среду в условиях долговременного хранения в транспортных упаковочных комплектах.
Социальный эффект заключается в демонстрации обеспечения непрерывного контроля и безопасности для населения и окружающей среды при обращении с ОЯТ.
Будут получены параметры отработавшего ядерного топлива в процессе сухого и мокрого хранения; рекомендации по выбору технологий обращения с радиоактивными отходами АЭС; данные для определения ресурсной стойкости материалов контейнеров для долговременного хранения ОЯТ.
по направлению 3. «Исследование способов обращения с отработавшим ядерным топливом реактора БН-350»:
Будут выработаны предложения по выбору наиболее эффективного и оптимального способа обращения с ОЯТ БН-350. Результаты исследований будут способствовать принятию обоснованного решения по дальнейшим шагам в вопросе обращения с О БН-350.
Экономический эффект заключается в получении новые данных, которые будут использованы для оптимизации финансовых затрат на обращение с ОЯТ БН-350, в настоящее время направляемые на поддержание текущего состояния долговременного хранения.
Экологический эффект заключается в получении результатов, которые будут способствовать снижению потенциальных радиационных рисков, связанных с концепцией промежуточного долговременного хранения ОЯТ, рассчитанного на установленный срок эксплуатации контейнеров хранения.
Социальный эффект: реализация предложений по обращению с ОЯТ позволит снизить социально-психологическую напряженность в обществе вследствие устранения угроз радиационной безопасности населения и окружающей среды. Также, в рамках развития ядерно-энергетической программы в стране, конкретные действия в вопросе обращения с ОЯТ БН-350 позволят продемонстрировать обществу системный подход в обращении с отходами атомной отрасли, что в целом приведет к росту одобрения атомной энергетики.
Основные результаты НИР
При выполнении работ по программе «Проведение исследований в обоснование выбора эффективных и оптимальных способов и технологий обращения с отработавшим ядерным топливом реакторной установки БН-350 на быстрых нейтронах» получены следующие важные результаты:
2024 год
По направлению 1 «Исследование мировой практики обращения с отработавшим топливом энергетических реакторов»:
В рамках обзора и описания способов хранения отработавшего топлива проведены исследования мировой практики обращения с отработавшим топливом энергетических реакторов. По результатам аналитического обзора изучены способы и технологии мокрого и сухого хранения ОЯТ, применяемые в мировой практике (Техническая справка «Обзор и описание способов хранения отработавшего топлива» №12-230-02/201 от 04.11.2024 года). Для мокрого хранения ОЯТ рассмотрены технология приреакторного хранения в бассейнах выдержки и технология внереакторных хранилищ. Для сухого хранения ОЯТ рассмотрены технологии контейнерного и камерного способов хранения. Мокрое хранение является обязательным этапом хранения отработавшего топлива после его удаления из реактора при котором происходит снижение остаточного тепловыделения и распад наиболее активных короткоживущих радионуклидов. В технологиях сухого хранения наибольшее распространение получило хранение отработавшего топлива в камерах хранения и контейнерах. Проведен анализ основных недостатков и преимуществ технологий хранения ОЯТ с оценкой экономической эффективности мокрого и сухого хранения. Главным достоинством хранения является хорошая освоенность технологий и относительная технологическая безопасность. Хранение как стратегию и технологию применяют все страны, развивающие атомную энергетику. Основным недостатком хранения является «незавершенность» – этот путь не ведет к окончательному решению проблемы изоляции ОЯТ, а требует постоянно нарастающих затрат без ясной перспективы их прекращения. Экономические затраты на создание сухого хранилища ОЯТ являются более эффективными.
По направлению 2 «Оценка текущего состояние отработавшего топлива реактора
БН-350»:
В рамках определения общего состояния и характеристик конструкционных элементов ТУК-123 по результатам долговременного хранения отработавшего топлива
БН-350 выполнены работы по 1) замеру доз излучения – максимальной мощности эквивалентной дозы излучения, радиоактивного загрязнения на наружной поверхности УКХ, снимаемого и не снимаемого загрязнения по альфа- и бета- излучателям; 2) проверке герметичности разъемных соединений УКХ-123; 3) температурным измерениям наружной поверхности УКХ с ОЯТ с учетом инсоляции (Акт «Определения температуры наружной поверхности УКХ на площадке ДКХОЯТ КИР «Байкал-1» №37-361-01/598 от 23.10.24 года, Акт «Проверки герметичности УКХ-123 на площадке ДКХОЯТ» №37-361-01/594 от 21.10.24 года, Акт «Определения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения с поверхностей УКХ на площадке ДКХОЯТ КИР «Байкал-1» №37-441-01/597 от 23.10.2024 года). По результатам эксплуатации с октября 2010 года по настоящее время отклонений в значениях основных эксплуатационных и технических характеристик свыше допустимых пределов не выявлено, что свидетельствует о соответствии проектных характеристик безопасности, заложенных в конструкцию контейнера для хранения и, в целом, подтверждает безопасность концепции сухого хранения ОЯТ реактора БН-350 в контейнерах двойного назначения. Сформирован набор исходных данных, включающий информацию по конструкционным характеристикам ТВС, экранных сборок, чехлов для ТВС, комплекта хранения в составе транспортного упаковочного комплекта. Также подготовлены данные по физико-механическим характеристикам конструкционных элементов ТВС с учетом облучения в реакторе, данные по исходному обогащению топлива, максимальной глубине выгорания топлива, изотопному составу и величине остаточного тепловыделения, активностей основных продуктов деления и активационных нуклидов в ОТВС. Набор полученных данных будет использован для проведения расчетных исследований в обоснование безопасности в условиях долговременного хранения ОЯТ-БН-350 в контейнерах двойного назначения.
2025 год
По направлению 1 «Исследование мировой практики обращения с отработавшим топливом энергетических реакторов»:
Проведен анализ мировой практики основных способов переработки отработавшего топлива. (Техническая справка «Обзор и описание способов переработки отработавшего ядерного топлива», №24-405-03/1067вн. от 25.06.2025 г.) Рассмотрены:
1. Гидрометаллургические методы как наиболее широко применяемые методы переработки отработавшего топлива, основанные на растворении топлива в водном растворе кислоты и последующем химическом разделении компонентов (PUREX-процесс (Plutonium Uranium Reduction EXtraction); 2. Пирохимические (сухие) методы переработки отработавшего топлива, основанные на высокотемпературных процессах без использования водных растворов; 3. Волатилизация (фторирование) - процесс, при котором компоненты отработавшего топлива переводятся в летучие фториды при высоких температурах, а затем разделяются по температурам конденсации. На основе полученных данных проведена аналитическая работа по определению основных преимуществ и недостатков рассматриваемой технологии, с точки зрения сложности технологического процесса, степени очистки конечных продуктов, образования и обращения с радиоактивными отходами.
Проведен анализ мировых подходов к захоронению ОЯТ (Техническая справка «Обзор и описание способов захоронения отработавшего ядерного топлива» №24-405-03/1585вн. от 01.10.2025 г.). Рассмотрены способы захоронения ОЯТ в глубоких геологических формациях и скважинах. Проведена аналитическая работа по определению основных преимуществ и недостатков рассматриваемых способов захоронения ОЯТ. На основе полученных данных разработаны концептуальные решения по технологии захоронения.
В рамках выполнения работ опубликованы 2 статьи. В журнале, входящем в базы данных Scopus & WoS:
В журнале рекомендованном КОКСНВО:
По направлению 2 «Оценка текущего состояние отработавшего топлива реактора
БН-350»:
Получены данные по количественному и расчётному радионуклидному составу ОЯТ реактора БН-350. Определено процентное содержание изотопов урана и плутония в ОЯТ, расчетный состав и величина активностей основных продуктов деления, актиноидов и активационных нуклидов. Выполнено построение расчетных моделей конфигураций топлива с использованием программных средств для проведения нейтронно-физических расчетов. Расчетная модель УКХ, построенная для программы MCNP, максимально приближена к реальной конструкции: заданы характеристики топлива, геометрические размеры и материальный состав радиационной защиты. В результате расчетов были получены данные о дозовых полях нейтронного и фотонного излучения, создаваемого одиночным контейнером с отработавшим ядерным топливом, с различными вариантами разрушения стенок ТВС и осыпанием топлива, а также значения коэффициента размножения нейтронов для различных конфигураций чехлов с ОЯТ в УКХ. (Техническая справка «Исследования характеристик топлива БН-350» №13-240-03/73 от 25.09.2025 г.).
На основе данных по содержанию делящегося материала в ОЯТ реактора БН-350 была проведена оценка энергетического потенциала (Техническая справка «Оценка энергетического потенциала отработавшего топлива БН-350» №24-405-03/1584вн от 01.10.2025 г.). В рамках работ определены структура затрат на создание ядерного топлива и мировые цены на сырьё и расходы, связанные с производственным циклом. Выработана методика оценки энергетического потенциала продуктов переработки ОЯТ БН-350. Для оценочного расчёта стоимости энергетического потенциала продуктов переработки ОЯТ БН-350 использовалось приложение консалтинговой компании The Ux Consulting Company «Fuel Quantity & Cost Calculation». Рассмотрено два варианта оценки энергетического потенциала ОЯТ реактора БН-350 в зависимости от способа переработки. Вариант 1. Переработка ОЯТ реактора БН-350 без разделения сборок по обогащению. Вариант 2. Переработка ОЯТ БН-350 с разделением ОТВС на группы по начальному обогащению ураном-235.