Шоста лекція Весняної школи. Директор з ядерної та радіаційної безпеки Виконавчої дирекції з ядерної та радіаційної безпеки і науково - технічної підтримки НАЕК "Енергоатом" Павло Лашевич розповідає про поводження з відпрацьованим ядерним паливом в Україні та про міжнародний досвід поводження з ВЯП.

1. Поводження з відпрацьованим ядерним
паливом в Україні.
Міжнародний досвід поводження з ВЯП
Директор з ядерної та радіаційної безпеки
Лашевич П.Л.

2. Дирекция НАЭК ЭНЕРГОАТОМ
Main office NNEGC ENERGOATOM
Ривненская АЭС
Rivne NPP
РОВНО
RIVNE Хмельницкая АЭС
Khmelnitsky NPP
Южно-Украинская АЭС
South Ukraine NPP
Запорожская АЭС
Zaporizhzhya NPP
Условные обозначения
List of terms:
Типы реакторов
Type of reactors
ВВЭР-1000
WWER-1000
ВВЭР-440
WWER-440
ХМЕЛЬНИЦКИЙ
KHMELNITSKY
НИКОЛАЕВ
MYKOLAYIV
ЗАПОРОЖЬЕ
ZAPORIZHZHYA
КИЕВ
KYIV
Поводження з ВЯП є складовою частиною технологічного процесу виробництва
електроенергії ДП НАЕК "Енергоатом", у складі якого працюють:
• 13 енергоблоків ВВЕР-1000 (на ЗАЕС, РАЕС, ХАЕС і ЮУАЕС);
• 2 енергоблоки ВВЕР-440 (на РАЕС).

3. Що таке відпрацьоване ядерне паливо?
• Відпрацьоване ядерне паливо (ВЯП) — особливий вид радіоактивних
ядерних матеріалів. Фактично – це - використане паливо АЕС.
• Опромінені тепловиділяючі елементи, витягнуті з реактора після їх
відпрацювання, володіють значною накопиченої активністю та
потребують тривалого та сталого охолодження. Це накладає особливі
умови поводження з ВЯП (видео 1).
• ВЯП у відкритому ядерному циклі являє собою первинну форму
ядерних відходів високого рівня активності.
• ВАЖЛИВОЮ ХАРАКТЕРИСТИКОЮ ВЯП є - Вигоряння (глибина
вигоряння) ядерного палива – яке характеризує кількість звільненої
енергії та опосередковано характеризує накопичення певного спектру
нуклідів в ВЯП.
• Вигоряння (глибина вигоряння) палива визначається як:
*відношення кількості витраченого ядерного палива до загальної кількості
спочатку завантаженого паливного матеріалу, виражене у відсотках;
* або як відношення кількості виробленої енергії до кількості
завантаженого палива (МВт*д/кг).

4. Що таке відпрацьоване ядерне паливо?

5. Що таке відпрацьоване ядерне паливо?

6. Технологія поводження з ВЯП у різних країнах світу визначається,
насамперед, типом ядерно-паливного циклу, що використовується.
Паливний цикл описує шлях, по якому паливо поступає з навколишнього
середовища в ядерний реактор, і по якому повертається в навколишнє
середовище.
Розрізняють відкритий і замкнений паливний цикл.
На сьогодні існує три основні варіанти поводження з ВЯП:
- переробка ВЯП - відділення та повернення частини урану і плутонію,
відділення ВАВ у вигляді високоактивних продуктів поділу, з подальшим
довготривалим зберіганням (недоліки цього підходу: утворення великих
кількостей РАВ при переробці (САВ і НАВ), відсутність ясності зі стабільністю
довгострокового зберігання ВАО в склі та кераміці);
- зберігання ВЯП в проміжних сховищах (переваги цього підходу -
відсутність великих обсягів РАВ. Недоліки підходу - видимість вирішення
проблеми, «відкладене рішення»);
- «пряме» захоронення після проміжного зберігання протягом декількох
десятиліть.
Огляд світового досвіду поводження з ВЯП

7. Схеми паливних циклів

8. Варіанти поводження з ВЯП у різних країнах
Поточні та прогнозні обсяги накопичення ВЯП (світові оцінки), в
тонах важкого металу, вивантажені-переоблені-на зберіганні
(враховуючи сховища для переробки)

9. Варіанти поводження з ВЯП у різних країнах
Франція, Великобританія, Індія, Японія та Росія
обрали варіант переробки й регенерації ВЯП. Ці
країни переробляють частину напрацьованого ВЯП, а
також відпрацьоване паливо інших країн на
комерційній основі, з поверненням замовнику цінних
продуктів переробки і радіоактивних відходів;
Фінляндія, Швеція - розглядається ВЯП в якості
відходів і обраний варіант «прямого» захоронення;
Більшість країн ще не визначилися й продовжують
зберігати ВЯП до вибору остаточного
варіанта (так зване «відкладене рішення»).

10. Варіанти поводження з ВЯП у різних країнах
Країна Відкладене
рішення
Пряме
захоронення
Переробка
Бельгія + - +*
Cловаччина + - -
Чехія + - -
Угорщина + - -
Великобританія
+ - +*
Індія + - +*
Канада - + -
Китай - - +
Німеччина - + +*
Росія - - +
США + - -
Фінляндія - + -
Франція - - +
Швеція - + -
Японія - - +
* - часткова переробка

11. На цей час найбільше
поширення в світі мають
варіанти сухих сховищ
ВЯП, переважно -
пристанційних які
фактично реалізують
варіант «відкладеного
рішення» (насамперед -
США, та держави
Євроспільноти – Германія,
Швейцарія, Чехія,
Болгарія, Угорщина т.і).
ZVILAG, Швейцарія Форт Сент Врейн, США Дуковани, Чехія
Сурі, США
Варіанти поводження з ВЯП у різних країнах

12. Варіанти поводження з ВЯП у різних країнах
Концепція захоронення ВЯП в глибоких геологічних формаціях на
прикладі Швеції (Форсмарк). Триває розгляд проекту будівництва в
шведському регулюючому органі. Остаточний звіт за підсумками
експертизи заявки буде опублікований в 2017 році.

13. Відпрацьоване ядерне паливо утворюється в процесі
експлуатації в складі активних зон реакторів
1
1
2
2
3
3
4
4
5
5
6
6
7
7
8
8
9
9
10
10
11
11
12
12
13
13
14
14
15
15
16 16
17 17
18 18
19 19
20 20
21 21
22 22
23 23
24 24
25 25
26 26
27 27
28 28
29 29
30 30
31 31
32 32
33 33
34 34
35 35
36 36
37 37
38 38
39 39
40 40
41 41
42 42
1
13
2
18
3
22
4
25
5
27
6
28
7
28
8
7
<4>
9
12
10
17
<9>
11
21
12
24
<3>
13
26
14
7
15
13
16
27
<3>
17
26
18
6
<8>
19
11
<2>
20
16
<1>
21
20
<7>
22
23
23
6
<4>
24
12
25
18
26
25
27
24
<7>
28
23
29
5
30
10
<6>
31
15
32
19
33
5
<8>
34
11
35
17
36
22
37
22
<9>
38
21
<1>
39
20
40
19
<10>
41
4
42
9
43
14
<10>
44
4
45
10
<2>
46
16
<9>
47
21
48
25
49
18
50
17
<2>
51
16
<5>
52
15
53
14
54
3
<6>
55
8
56
3
57
9
<5>
58
15
<1>
59
20
60
24
61
27
62
13
<4>
63
12
<8>
64
11
65
10
66
9
<6>
67
8
68
2
69
2
<6>
70
8
71
14
72
19
<7>
73
23
<3>
74
26
75
28
76
7
77
6
78
5
<10>
79
4
80
3
81
2
<5>
82
1
83
2
84
3
<10>
85
4
86
5
87
6
88
7
89
28
<3>
90
26
<7>
91
23
92
19
93
14
<6>
94
8
95
2
96
2
<6>
97
8
98
9
99
10
<8>
100
11
<4>
101
12
102
13
103
27
104
24
<1>
105
20
<6>
106
15
107
9
108
3
<6>
109
8
110
3
111
14
<6>
112
15
<2>
113
16
114
17
115
18
116
25
<9>
117
21
<2>
118
16
119
10
<10>
120
4
121
14
122
9
<10>
123
4
124
19
<1>
125
20
<9>
126
21
127
22
128
22
129
17
<8>
130
11
131
5
132
19
<5>
133
15
134
10
135
5
<7>
136
23
137
24
138
25
139
18
<4>
140
12
141
6
<7>
142
23
<1>
143
20
<2>
144
16
<8>
145
11
146
6
<3>
147
26
148
27
149
13
150
7
<3>
151
26
152
24
<9>
153
21
154
17
<4>
155
12
156
7
157
28
158
28
159
27
160
25
161
22
162
18
163
13
Активна зона - це частина РУ, в
якій знаходиться ядерне паливо,
сповільнювач, поглинач,
теплоносій, засоби впливу на
реактивність і елементи
конструкцій, призначені для
здійснення керованої ланцюгової
реакції поділу і передачі енергії
теплоносію.
Активна зона призначена для
генерування тепла та передачі
його з поверхні тепловиділяючих
елементів теплоносія першого
контуру.
Активна зона ВВЕР-1000 (проект В-
320) складається з 163 ТВЗ і 61 ПС
СКЗ.

14. Схема поводження з ядерним паливом в Україні
ДП “НАЕК “Енергоатом”
ЗАЕСЮУАЕС ХАЕСРАЕС
Сховище ВЯП
ЗАЕС (початок
експлуатації 2004 р.,
проектний строк
експлуатації 50 р.)
Технологічна витримка та
переробка ВЯП на
підприємствах Росатома
ВО “Маяк”,
Челябінськ
ВО “ГХК”,
Красноярськ
Високоактивні
відходи від
переробки ВЯП
ВВЕР
Новосибірський завод
хімічних концентратів
Машинобудівельний
завод (м. Електросталь)
ВАТ “ТВЭЛ”
Завод “Vasteras”
(Westinghouse Electric Sweden)
ВЯП
ВВЕР-1000
ВЯП
ВВЕР-440
Централізоване
сховище (ЦСВЯП)
(зона відчуження ЧАЕС)
Сховище ВАВ
(зона відчуження ЧАЕС)
- Існуюча технологія
- Перспектива

15. Конструкція ТВЗ ВВЕР-1000
ТВЗ призначена для генерування теплової енергії, організації
теплозйому та управління процесом енерговиділення в складі
активної зони реакторної установки.
ТВЗ складається з наступних складових частин:
• головки;
• пучка твелів;
• хвостовика.
Головка ТВЗ виконує наступні функції:
-Забезпечує необхідне зусилля підтискання ТВЗ в реакторі;
-Взаємодіє з захватним пристроєм транспортно-технологічного
обладнання;
-Стабілізує вихід потоку теплоносія з активної зони;
-Демпфірує падіння ПС СКЗ зі штангою приводу при
спрацьовуванні аварійного захисту.
Пучок твел складається з 312 твел/твег, 18 НК, ЦТ, 15 ДР і
нижньої решітки.
Хвостовик ТВЗ забезпечує сполучення нижньої частини ТВЗ з
опорними склянками реактора. На зовнішній поверхні
хвостовика є фіксатор, який, взаємодіючі з опорним стаканом
шахти реактора та забезпечує відповідне положення ТВЗ в
активній зоні.

16. Схема використання ядерного палива
Тепловиділяюча збірка ВВЕР-1000:
* містить 312 твелів (тепловиділяючих елементів),
* висота ТВЗ 4570мм., розмір під ключ 234 мм., маса 680 кг
* Термін експлуатації в активній зоні: 3-4 роки
Активна зона
реактора
ВВЕР-1000:
163 ТВЗ
42-48 свіжі ТВЗ
щорічне завантаження
в період ППР
Пристанційний
басейн
витримки (БВ)
щорічне
вивантаження в
період ППР
42-48
відпрацьовані ТВЗ
Централізоване
сховище
(ЦСВЯП)
Російську
Федерацію:
(Гірнично-хімічний
Комбінат, Красноярськ)
Відправка в :
через 5-7 років
Активна зона
реактора
ВВЕР-440:
349* ТВЗ
щорічне завантаження
в період ППР
Пристанційний
басейн
витримки
щорічне
вивантаження в
період ППР
66-84
відпрацьовані ТВЗ
Централізоване
сховище
(ЦСВЯП)
Російську
Федерацію:
(ВО “Маяк”, Челябінськ)
через 5-7 років
66-84 свіжі ТВЗ
через 3 роки
* 1 блок РАЕС: 313 ТВЗ (та 36 касет-екранів)
2 блок РАЕС: 349 ТВЗ
через 3 роки
Відправка в
:

17. Поточна схема поводження з ВЯП:
• тимчасове зберігання ВЯП в пристанційних басейнах витримки з метою
зменшення залишкового тепловиділення до рівня безпечного для перевезення ВЯП
в сховища довгострокового проміжного зберігання або вивезення ВЯП на переробні
підприємства Росії до введення в експлуатацію централізованого сховища для ВЯП
РАЕС, ХАЕС і ЮУАЕС;
• ВЯП, що утворюється в результаті експлуатації РАЕС, ХАЕС і ЮУАЕC вивозиться
на переробку до Російської Федерації;
• ВЯП, що утворюється внаслідок експлуатації ЗАЕС направляється на зберігання в
пристанційне проміжне сховище ВЯП сухого типу (СВЯП).
Заплановано: будівництво та введення в експлуатацію Централізованого сховища
відпрацьованого ядерного палива для зберігання ВЯП РАЕС, ХАЕС і ЮУАЕC.
Поводження з ВЯП здійснюється відповідно до «Енергетичній стратегії України на
період до 2030 року», затвердженої розпорядженням Кабінету Міністрів України від 24
липня 2013 № 1071-р, для українських АЕС реалізується як проектна схема поводження
з ВЯП (відправлення ВЯП на переробку до Російської Федерації), так і схема, яка
передбачає тривале (50 років і більше) зберігання ВЯП з наступним ухваленням
остаточного рішення щодо його переробки або захоронення.
Схема поводження з ядерним паливом в Україні

18. Схема поводження з ВЯП
ДП НАЕК “Енергоатом”
ЗАЕС ЮУАЕС ХАЕС РАЕС
Приста-
нційний
басейн
витрим-
ки
Приста-
нційний
басейн
витрим-
ки
Приста-
нційний
басейн
витрим-
ки
Приста-
нційний
басейн
витрим-
ки
Сховище
ВЯП ЗАЕС:
Витримка
ВЯП
протягом 3-
5 років
Довготривале
зберігання
(“відкладене
рішення”)
ЦСВЯП:
зберігання 100 років
12 010 ВТВЗ ВВЕР-1000
4 519 ВТВЗ ВВЕР-440
Переробка ВЯП
Прийняття
рішення: Захоронення ВЯП
?
2 511 ВТВЗ ВВЕР-1000
1 105 ВТВЗ ВВЕР-440
Пусковой комплекс:
зберігання:
50 років
9 120 ВТВЗ Можливість щорічного завантаження:
504 ВТВЗ ВВЕР-1000 та 192 ВТВЗ ВВЕР-440

19. На ЮУАЕС, РАЕС, ХАЕС на період до будівництва ЦСХОЯТ виконується відправлення ВЯП
до РФ на перероблення
Схема поводження з ВТВЗ виглядає наступним чином:
Поводження з ВЯП при відправці на переробку до РФ
на АЕС України
Басейн витримки Транспортний
контейнерТК-13
З.д вагон
спецпотягу
ГХК (РФ) – ВВЕР-1000
«Маяк» (РФ) – ВВЕР-440
Обладнання АЕС, що використовується для відправки ВЯП
Перевантажувальна
машина
Полярний кран
Траверса ТК-13
Шандора Транспортний
отвір з люком ГЗ
Обладнання для
перевірки щільності ТК-13

20. Конструкція контейнеру ТК-13
Технические характеристики контейнера
Количество загружаемых ТВС - 12 штук.
Масса контейнера, не более:
- в порожнем состоянии - 95 т,
- в загруженном состоянии с учетом массы антифриза120т.
Суммарная мощность остаточных тепловыделений отработавших кассет - 20 кВт.
Глубина выгорания отработавших кассет - не более 50 МВт*сут/т.
Максимальная температура оболочек ТВЭЛов - не более 350 град. С.
Интервал изменения давления в контейнере - 0-7 кгс/см2.
Вид теплоносителя внутренней полости контейнера - СО2, N2, или воздух.
Наполнитель оболочки нейтронной защиты - антифриз марки 65. Разрешается
заполнять оболочку нейтронной защиты питьевой водой, при условии согласования
этого вопроса с предприятием, принимающим ОЯТ.
В холодное время года заполнение оболочки нейтронной защиты питьевой водой
запрещается.
Давление в полости оболочки нейтронной защиты - 7 кгс/см2.
Мощность эквивалентной дозы ионизирующего излучения на наружной поверхности ТУК,
не более:
- на боковой поверхности контейнера в районе цапф - 200 мбэр/час,
- на остальной боковой поверхности и на основании контейнера - 30 мбэр/час,
- на крышке контейнера - 50 мбэр/час.

21. На Запорізькій АЕС для проміжного зберігання ВЯП, обраний варіант зберігання
палива в «сухому» контейнері, де паливо знаходиться в середовищі інертного
газу. Контейнери сухого зберігання, якы використовуються на ЗАЕС, є
аналогами американських контейнерів VSC-24 (Duke Engineering & Services
Europe, Inc., DE&S и Sierra Nuclear Corporation SNC)) та адаптованими під
паливо ВВЕР-1000.
Обладнання та критерії безпечного зберігання ВЯП в ССВЯП
Основними компонентами системи сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива є:
• багатомісний герметичний кошик (БГК);
• перевантажувальний контейнер (ПК);
• вентильований бетонний контейнер (ВБК).
Відпрацьовані тепловиділяючі збірки, що підлягають завантаженні в БГК, повинні
відповідати таким вимогам:
• максимальне тепловиділення ВТВЗ - не перевищує 0,99 кВт, з урахуванням похибки;
• час знаходження ВТВЗ в басейні витримки перед завантаженням - не менше 5 років;
• максимальне початкове збагачення кожної ВТВЗ по U235 - не більше 4,4%;
• повинні бути герметичними.
Зберігання ВЯП в ССВЯП ЗАЕС

22. Схема зберігання ВТВЗ
1. Датчик
температурного
контролю
2. Вхід повітря та
направляючі для
транспортування
3. Бетонний
майданчик
зберігання
4. Вихід повітря
5. Кришка бетонного
контейнера
7. Силова і захисна
кришки кошикаблок
з 24-х чарунок для
ВТВЗ
8. Чарунка для
ВТВЗ
9. Корпус
багатомісної кошика
зберігання
10.Обічайка
11. Вентильований
бетонний контейнер

23. Схема зберігання ВТВЗ (бар'єри безпеки)

24. Багатомісний герметичній кошик виготовлений з вуглецевої сталі і здатний забезпечити
зберігання 24 ВТВЗ.
Після завантаження та герметизації МГК являє собою захисний бар'єр, що перешкоджає
виходу радіоактивності в навколишнє середовище.
БГК є також і радіатором, що відводить надлишкове тепло ВТВЗ у вільний об'єм
вентильованого бетонного контейнера.
Поводження з ВЯП у ССВЯП ЗАЕС

25. Поводження з ВЯП У ССВЯП ЗАЕС
Транспортування БГК в межах реакторного відділення блоку здійснюється в
спеціальному перевантажувальному контейнері, який виконує наступні функції:
• біологічного захисту обслуговуючого персоналу;
• захисту кошики від механічних впливів при транспортуванні;
• захисту зовнішньої поверхні кошики від радіоактивного забруднення.

26. Завантаження ВТВЗ в ВБГК

27. Поводження з ВЯП У ССВЯП ЗАЕС
Завантажений та герметизований БГК
розміщується в ВБК, який призначений
для довготривалого зберігання БГК з
ВТВЗ на майданчику ССВЯП, який
виконує функції:
- Відведення надлишкового тепла від
БГК за рахунок природної циркуляції
повітря;
- Захисту БГК від зовнішніх впливів
природного та техногенного характеру;
- Біологічного захисту обслуговуючого
персоналу;
- Забезпечення вертикального
розміщення багатомісної герметичної
корзини з ВТВЗ при транспортуванні і
зберіганні.

28. Транспортування ВБК на майданчик зберігання

29. Зберігання відпрацьованого ядерного палива в ССВЯП ЗАЕС

30. Концепція переробки ВЯП на заводі компанії AREVA

31. Значні інциденти при поводженні з ВЯП
Аварія 2003 року на венгерській АЕС Пакш
Тридцять тепловиділяючих збірок
(ТВЗ) з відпрацьованим в
реакторі другого енергоблоку
ядерним паливом були серйозно
пошкоджені в квітні 2003 року, під
час хімічного очищення ТВЗ.
Обладнання та приміщення
енергоблоку зазнали радіаційного
забруднення.
Цієї аварії був привласнений
Третій рівень за семибальною
Міжнародною шкалою ядерних
подій (INES) (серйозний
інцидент).
Після аварії для відновлення
працездатності енергоблоку
знадобилося 18 місяців.
Саме залишкове тепловиділення
майже призвело до реалізації
сценарію «розплавлення палива».
З-за недоліків конструкції бака
охолодження ТВЗ було порушено.

32. Значні інциденти при поводженні з ВЯП
Аварія 2011 року на АЕС Фукусіма Даічі
Через відсутність
електроживлення в процесі
розвитку аварії загрозу стали
представляти басейни витримки
(відео 2), в яких знаходилися
тепловиділяючі збірки.
Вода в басейнах не циркулювала,
її рівень падав.
Було забезпечене скидання води
з вертольотів.
7-й рівень за шкалою INES (крупна аварія). Японська Комісія з ядерної
безпеки (NSC) в ході аваріїї підвищило рівень небезпеки на АЕС «Фукусіма-1»
до максимального рівня 7. Рівень викиду основних дозообразуючих нуклідів в
навколишнє середовище склав 10% відповідно рівня викидів при аварії на
ЧАЕС

33. We make
NuCLEAR energy
оf Future
Присоединяйтесь!
Поводження з
відпрацьованим ядерним
паливом в Україні.
Міжнародний досвід
поводження з ВЯП
Директор з
ядерної та
радіаційної
безпеки
Лашевич П.Л