«проблемы ядерных отходов»

Министерство образования и науки Российской Федерации Федеральное государственное бюджетное учреждение высшего профессионального образования Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» Институт международных отношений Факультет: «Управления и экономики высоких технологий» Кафедра: № 55 Институт международных отношений Специальность: 350200 «Международные отношения» реферат на тему: «проблемы ядерных отходов» Подготовила:Шеховцова ИринаУ04-04Оглавление Оглавление 2Введение 3Глава 1. Ядерное топливо 4 1.1 Принцип работы ядерного реактора 4 1.2 Превращение урана в ядерное топливо 5 1.3 ТВЭЛ 7Глава 2. РАО и ОЯТ 9 2.1 РАО 9 2.2 ОЯТ 9 2.3 Ядерное топливо перед загрузкой 11 2.4 Выгрузка топлива из реактора 11 2.5 Многоуровневая система барьеров 13 2.6 Транспортировка ОЯТ в РФ 14Глава 3. Переработка и хранение РАО 19 3.1 Утилизация РАО 19 3.2 Контейнер для хранения ОЯТ 21 3.3 Хранение накопленных РАО РФ 21 3.4 Дозы излучения 21 3.5 Технологии изоляции РАО 22Глава 4. Работа с ОЯТ 24 4.1 АЭС, занимающиеся ядерными отходами в РФ 24 4.2 Предприятия РФ по работе с ОЯТ 24 4.3 Проекты РФ по работе с ОЯТ 29Глава 5. Федеральный закон РФ об обращении с РАО 34 5.1 Процесс принятия 34 5.2 Стратегии для РАО 34 5.3 Разделение ответственности 35Глава 6. Решение проблемы РАО в других странах 36Заключение 38Список использованных источников 39 ВведениеЗаявление о том, что за атомной энергетикой – будущее планеты, звучат в последние годы с завидной периодичностью. Их произносят официальные лица на всемирных форумах, видные ученые с трибун крупнейших конференций, научные сотрудники в региональных НИИ. Сегодня атомная энергетика обеспечивает до 17% потребностей в энергии в мире, и доля атомной генерации будет только расти. В связи с этим необходимо решать проблему утилизации отходов атомной энергетики, находить перспективные пути захоронения и переработки РАО.В свете борьбы за рентабельность, экологически чистое будущее и сокращение выбросов углекислого газа в атмосферу перспективы атомной энергетики выглядят вполне оптимистично. А многие ученые в мире уже заняты поиском оптимального использования атомной энергетики в свете растущих потребностей человечества.^ Глава 1.Ядерное топливо 1.1Принцип работы ядерного реактора При всем разнообразии конструкций ядерных реакторов все они имеют одинаковые по функциональному назначению элементы и технологические системы. Основным элементом реактора является активная зона – конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Уран-235, являющийся основой ядерного топлива, делится медленными нейтронами гораздо лучше, чем быстрыми, поэтому важным элементом подавляющего большинства реакторов является замедлитель – вещество, при соударении с ядрами которого нейтроны деления теряют свою первоначальную, довольно высокую, энергию, вплоть до тепловой (кинетическая энергия тепловых нейтронов, очень малая, соответствует температуре окружающей среды). Такие реакторы называются реакторами на тепловых нейтронах. Однако при применении в качестве замедлителя дешевой обычной воды цепная реакция в естественном уране не развивается – слишком велико поглощение нейтронов в ней. Поэтому в этом случае необходимо обогащение ядерного топлива по урану-235 – с 0,71% в природном уране до 3,5-5%. Активные зоны реакторов на быстрых нейтронах лишены замедлителя, потому для достижения цепной реакции деления концентрация урана-235 (или плутония) в их ядерном топливе гораздо выше.^ Рисунок 1. Цепная реакция деления ядер U-235 нейтронамиИменно уран используется при изготовлении топлива для ядерной энергетики. Уран – единственный элемент таблицы Менделеева, один из встречающихся в природе изотопов которого – уран-235 – хорошо делится медленными нейтронами (что необходимо при создании технических условий для реализации управляемой цепной реакции деления в ядерных реакторах). Такими свойствами обладают и некоторые другие ядерные материалы (уран-233, плутоний-239), однако их в природе нет, они могут быть получены лишь искусственно (из тория-232 и урана-238 соответственно), с непременным использованием тех же ядерных реакторов. Поэтому эти ядерные материалы принято называть вторичными, в отличие от первичного урана-235, который в ядерной энергетике ничем не заменить.^ 1.2Превращение урана в ядерное топливо Первая стадия – концентрирование урановой руды. После дробления перемолотую руду растворяют в химическом растворе, затем осажденную концентрированную соль урана высушивают до получения сухого уранового концентрата. Следующий стадией технологической цепочки является аффинаж (тонкая химическая очистка от недопустимых примесей).^ Рисунок 2. Технологическая схема производства ЯТЕе продукт - чистые оксиды урана, которые направляются на конверсию (фторирование). Полученный газ – гексафторид урана (UF6), - транспортируется в специальных контейнерах на обогатительный комбинат для изотопного обогащения по урану-235 (от природного 0,71% до требуемого для каждого конкретного вида топлива).На финальном этапе обогащенный уран переводится в форму чистого диоксида, а затем с использованием методов порошковой металлургии из него получают топливные таблетки. Последней стадией производства топлива является упаковка топливных таблеток в твэлы (тепловыделяющие элементы) и изготовление из них тепловыделяющих сборок (ТВС). Все технологические операции на каждой стадии производства топлива сопровождаются соблюдением требований безопасности и тщательным контролем качества. 1.3ТВЭЛ Конструктивной основой ядерного топлива реакторов является тепловыделяющий элемент (твэл) – герметичная металлическая трубка, в которой размещается делящийся, или расщепляющийся материал (чаще всего – спеченный диоксид урана) в виде цилиндрических таблеток. Оболочки твэлов для реактора БН-600 выполняются из коррозионно-стойких сталей специального состава. А в производстве твэлов для исследовательских реакторов широко применяются также сплавы на основе алюминия.^ Рисунок 3. Топливные таблеткиТвэлы конструкционно объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС). Для придания жесткости конструкции, подачи теплоносителя и проведения операций по загрузке и замене топлива ТВС снабжена дополнительными элементами (дистанцирующие решетки, хвостовик, головка).Конструкция и размеры твэлов для реакторов разных типов различаются. Например, твэлы основного российского энергетического реактора ВВЭР-1000 имеют длину более 3,5 м при диаметре 9,1 мм. Их оболочка выполнена из цирконий-ниобиевого сплава, а расщепляющийся материал представляет собой таблетки спеченного диоксида урана с обогащением 1,6-5% и массой урана около 1,6 кг на 1 твэл. Общая загрузка активной зоны для реактора ВВЭР-1000 составляет 163 ТВС (примерно 80 тонн топливного диоксида урана), для РБМК-1000 – 3386 ТВС (около 220 тонн). Необходимым свойством ТВС является их унификация, т. е. возможность их загрузки в активную зону, планового перемещения по ее объему, удаления оттуда по мере выгорания и замены на свежее топливо без изменения конструктивных параметров активной зоны.Рисунок 4. Общий вид ТВСРисунок 5. Устройство ТВЭЛа реактора РБМКУстройство твэла реактора РБМК: 1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник.^ Глава 2.РАО и ОЯТ 2.1РАО Радиоактивные отходы (РАО) – это побочные продукты, образующиеся на всех стадиях ядерного топливного цикла и не представляющие ценности для дальнейшего использования, а также все материальные вещества и изделия, загрязненные радионуклидами до уровней, не соответствующих нормам радиационной безопасности (считаются таковыми до их дезактивации).Образование РАО – неотъемлемая особенность ядерных технологий, а обращение с ними – важная часть проблемы безопасности ядерной энергетики. Основная задача здесь состоит в том, чтобы исключить распространение в окружающей среде радиоактивных веществ, образующихся в реакторе АЭС и предотвратить негативное воздействие их ионизирующего и теплового излучения на человека и природу при хранении, переработке и перевозках. По агрегатному состоянию РАО могут быть твердыми, жидкими и газообразными. По удельной активности и уровню тепловыделения их подразделяют на высокоактивные (ВАО), среднеактивные (САО)и низкоактивные (НАО). В зависимости от этого, РАО разных категорий подлежат различным способам обращения и утилизации. 2.2ОЯТ ОЯТ – это отработанное (облученное) ядерное топливо. Оно образуется при плановом (обычно от трех до пяти лет) нахождении ядерного топлива в активной зоне реактора. По сравнению со свежим топливом в его составе меньше урана-235 (поскольку он выгорает), зато накапливаются изотопы плутония, другие трансурановые элементы, а также осколки деления – ядра средних масс (от галлия до гольмия).С течением времени, под действием интенсивных радиационных полей, ухудшаются также и механические параметры конструкционных материалов ТВС.В определенный момент, вследствие воздействия перечисленных факторов, ТВС становятся непригодными для нормальной работы реактора и планово удаляются из него, образуя ОЯТ как таковое.Рисунок 6. Хранилище ОЯТРисунок 7. ОЯТ в контейнерахПри замыкании ядерного топливного цикла или в сценарии «отложенного решения», который принят в России, ОЯТ становится ценным вторичным энергетическим сырьем – в нем содержится достаточно много «недожженного» урана и вновь наработанного плутония, которые в перспективе можно использовать как топливо для определенного типа реакторов. В открытом ядерном топливном цикле, не предусматривающем радиохимическую переработку ОЯТ, оно с этого момента становится РАО и подлежит соответствующей утилизации.^ 2.3Ядерное топливо перед загрузкой Ядерное топливо до загрузки в реактор не представляет радиационной опасности. Альфа-излучение обоих изотопов урана, а также слабые бета- и гамма-излучение трех их короткоживущих дочерних нуклидов, содержащихся в топливных таблетках, практически полностью поглощается в них самих и в оболочке твэла, что исключает внешнее воздействие излучения. Мощность дозы внешнего гамма-излучения 1 кг свежего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 на расстоянии 1 м составляет 0,29 и 0,17 мкЗв/час соответственно, что в первом случае не превышает максимальных значений внешнего радиационного фона в Москве, а во втором – близко к его средней величине. Герметичность оболочки предотвращает возможность радиоактивного загрязнения кожи, а также попадания радиоактивных веществ внутрь организма.^ 2.4Выгрузка топлива из реактора Первым этапом является удаление облученных сборок из активной зоны и их перемещение во временное пристанционное хранилище. Эта операция выполняется с помощью специальной перегрузочной машины. Пока активность и тепловыделние ОЯТ высоки, оно хранится в пристанционных бассейнах выдержки. После 3-5 лет хранения становится возможным его вывоз с площадки АЭС. Хранилища ОЯТ бывают двух видов: 1)“Мокрое” хранилище 2) “Сухое” хранилище. Например проектная емкость хранилища Горно-химического комбината 6000 т. ( по диоксиду урана). В настоящее время идет реконструкция хранилища и емкость увеличена до 7200 т. К 2011 году после завершения реконструкции емкость хранилища составит 8600 т.Рисунок 8. Сухое хранилище ОЯТ и РАО^ 2.5Многоуровневая система барьеров Рисунок 9. Защитные барьеры АЭСБарьером называется любой фактор (специальная конструкция или одно из функциональных свойств иных технических устройств АЭС), относящийся к числу защитных и локализующих систем безопасности и препятствующий выходу радиоактивных веществ и материалов во внешнюю среду. Последовательное (уровневое) системное расположение барьеров является важным элементом концепции «защиты в глубину». Например, на пути распространения радиоактивных веществ и материалов, содержащихся в ядерном топливе, на АЭС с реактором ВВЭР-1000 существуют четыре уровня барьеров: топливная таблетка, металлическая оболочка тепловыделяющего элемента (твэла),прочный корпус реактора с трубопроводами первого контура и бетонная герметичная оболочка (контайнмент), укрывающая все радиационно-опасное оборудование первого контура: реактор, парогенераторы, трубопроводы и т. д. Современная конструкция контайнмента позволяет выдерживать практически все виды внешних воздействий: землетрясения, смерчи, ураганы, пыльные бури и даже падение самолета.Рисунок 10. Защита АЭС от внешних факторов^ 2.6Транспортировка ОЯТ в РФ В России ОЯТ транспортируется либо на ПО «Маяк» (г. Озерск, Челябинская обл.) для переработки (ОЯТ реакторов ВВЭР-440, БН-600, судовых и исследовательских), либо на завод РТ-2 Горнохимического комбината (г. Железногорск, Красноярский край) для длительного хранения (ОЯТ реакторов ВВЭР-1000). В перспективе на заводе РТ-2 будет осуществляться и длительное хранение ОЯТ реакторов РБМК-1000 после его вывоза из пристанционных хранилищ.^ Рисунок 11. Бассейн выдержки ОЯТ на Красноярском ГХКПеревозка отработавших тепловыделяющих сборок с АЭС осуществляется в специальных транспортных упаковочных комплектах (ТУК), которые помещаются в железнодорожные транспортеры и отдельными литерными поездами перевозятся в хранилище ФГУП “ГХК”.^ Рисунок 12. ТУКТУКи и транспортеры являются собственностью Горно-химического комбината. Условия безопасной перевозки ОЯТ обеспечиваются ограничением до безопасных приемлемых уровней радиоактивного излучения от упаковок как при нормальных условиях транспортирования, так при возможных железнодорожных авариях.Радиационная безопасность при транспортировании ОЯТ обеспечивается за счет поглощения излучения высокопрочным стальным корпусом контейнера толщиной до 360 мм, а ядерная безопасность за счет использования конструкции нейтронопоглощающих материалов и конструкции транспортного чехла.Все транспортные упаковочные комплекты сертифицированы и отвечают требованиям российских и международных норм безопасной перевозки при нормальной перевозке и аварийных условиях: Падение на твердое основание с высоты 9 мНахождение в очаге пожара при температуре пламени не менее 800 °C в течение 30 минутПогружение в течение 1 часа под воду на глубину 200 мПадение на металлический штырь диаметром 15 см и высотой 20 см.В пути следования специалисты комбината находятся в вагоне сопровождения, контролируют с пульта контроля технические и радиационные параметры упаковок с ОЯТ.Физическая защита при перевозках ОЯТ обеспечивается вооруженными караулами ВВ МВД России.Аварийно-техническое обеспечение перевозок ОЯТ обеспечивается постоянной готовностью аварийно-спасательных формирований Росатома по предупреждению и ликвидации аварий на транспорте.Рисунок 13. Вагон для перевозки ОЯТРисунок 14. Энергоемкость ядерного топливаПосле транспортирования ОЯТ на ГХК производится перегрузка ОТВС из транспортных контейнеров в чехлы хранилища.^ Рисунок 15. Чехлы хранилищаХранилище ОТВС завода РТ-2 состоит из 15 отсеков хранения, отсека перегрузки и соединяющего их транспортного коридора. Конструкция стен отсеков выполнена из высокопрочного монолитного железобетона, облицованного нержавеющей сталью. Отсеки хранения отделены от транспортного коридора запорными устройствами – шандорами. ОТВС перегружаются из транспортного контейнера под слоем воды в чехлы хранилища и устанавливаются в отсеки. Отсеки заполнены водой, которая является теплоносителем для отвода тепла и, одновременно, выполняет роль биологической защиты обслуживающего персонала от действия ионизирующего излучения.Безопасность хранения обеспечивается защитными техническими барьерами от ионизирующей радиации и распространения радиоактивности за счет:- герметичной конструкции тепловыделяющих элементов сборки- поглощения излучения водой- прочной железобетонной конструкции отсеков бассейнов с перекрытием из истовой стали- строительных конструкций здания с принудительной системой воздухообмена и очисткой воздуха от радиоактивных аэрозолей, исключающей выброс радиоактивных аэрозолей в атмосферу.В хранилище ведется постоянный контроль за содержанием в воде радионуклидов и химических элементов. Система водоснабжения и охлаждения замкнутая, без сброса воды в окружающую среду.^ Глава 3.Переработка и хранение РАО 3.1Утилизация РАО С наибольшим техническими трудностями связана утилизация РАО, хотя их доля в общем физическом объеме РАО невелика. К высокоактивным РАО относятся продукты химической переработки ОЯТ (в основном – жидкие РАО) и облученные ТВС в открытом ядерном топлином цикле. Утилизация ВАО включает следующие стадии:- промежуточное хранение – с учетом необходимости теплоотвода, обеспечения химической стойкости емкости хранения и удаления водорода, образующегося при радиолизе технологических растворов (для жидких ВАО),предотвращения возникновения самопроизвольной неконтролируемой цепной реакции деления в невыгоревшем ядерном топливе (облученные ТВС);- выпаривание жидких ВАО – для уменьшения их объема;- отверждение концентрированных ВАО (стеклование, иммобилизация в керамику или в искусственные минералоподобные материалы);- промежуточное хранение иммобилизирующих матриц с ВАО в стальных контейнерах (30-50 лет) при контроле температурного режима и герметичности;- окончательное захоронение (также и облученных ТВС в открытом топливном цикле) в подземных геологических формациях. Для этого в настоящее время рассматриваются соляные пласты, глинистые и скальные породы.Толщина стен и перекрытий обеспечивает механическую прочность и биологическую защиту и исключает возможность попадания в них грунтовых вод и атмосферных осадков. Принципиальным отличием технологий утилизации САО и НАО от методов обращения с ВАО является отсутствие необходимости учета собственного тепловыделения. Поэтому эти технологии, в сравнении с ВАО, существенно проще. Для жидких САО и НАО конечной стадией обращения чаще всего является битуминизация (смешивание сухого остатка упаривания с битумной массой, контейнеризация после затвердевания смеси и последующее захоронение). Используется также цементирование (включение в состав бетона).Утилизация твердых НАО включает:- кондиционирование (технологическое уменьшение физического объема) – сжигание (объем уменьшается в 10 – 100 раз) и/или прессование (до 10 раз);- иммобилизация (обычно – цементирование, реже – битуминизация);- контейнеризация и захоронение на специальных отчужденных площадках (полигоны, могильники), удовлетворяющих ряду обязательных требований (почвенные и геологические свойства, отсутствие водоносных горизонтов, сейсмическая безопасность и др.). На всех производствах, где происходит образование радиоактивных отходов, предусматривается обязательный сбор всех радиоактивных веществ, непрерывный контроль их вида и активности, переработка, изоляция от окружающей среды, хранение в специально оборудованных хранилищах. Ввод в действие атомных станций, а также любых других производств атомной промышленности, без полностью подготовленных систем сбора, переработки и хранения РАО не допускается.Значительное сокращение объема и активности РАО – одно из важнейших требований к ядерным технологиям нового поколения, в том числе – к производству и переработке ядерного топлива.^ 3.2Контейнер для хранения ОЯТ Рисунок 16. Контейнер для хранения ОЯТ 3.3Хранение накопленных РАО РФ Основные объемы РАО размещаются в 33 регионах РФ на 69 предприятиях в 1170 временных хранилищах различного типа.^ 3.4Дозы излучения Термин «доза излучения» неоднозначен. В радиационной физике (иногда и в медицине) обычно используется понятие «поглощенная доза». Ее системная единица – грей (Гр). 1 Гр соответствует 1 джоулю энергии ионизирующего излучения, поглощенной в 1 кг вещества. Используется также и внесистемная единица поглощенной дозы – рад (р). 1 р = 0,001 Зв. Различия между человеческим организмом и любым другим веществом применительно к понятию поглощенной дозы отсутствуют. Поэтому в вопросах радиационной безопасности, когда речь идет о мере риска возникновения негативных последствий облучения человека, вводится специальное понятие «эффективной дозы». Ее единица – зиверт (Зв). Она связана с поглощенной дозой набором коэффициентов, учитывающих как относительную опасность различных видов излучений, так и индивидуальную радиочувствительность разных органов и тканей тела человека. 1 Зв – достаточно большая доза излучения, в обычных условиях человек за всю жизнь получает примерно в пять раз меньше. Поэтому часто используются ее дробные доли: миллизиверт (мЗв – 0,001, или 10-3 Зв), микрозиверт (мкЗв – 0,000001, или 10-6 Зв). Вплоть до настоящего времени в дозиметрии ионизирующих излучений используется и внесистемная единица биологической дозы – рентген (Р). При воздействии на человека внешних полей гамма-излучения, что встречается чаще всего, 1 Р соответствует 0,01 Зв. Это дает возможность использовать в этом случае старые бытовые дозиметры со шкалами, отградуированными в рентгенах. Доза, отнесенная ко времени ее воздействия, называется мощностью дозы (например, микрозиверт в секунду). Мощность дозы является важным показателем: чем больше доза и меньше время облучения, тем выше вероятность возникновения негативных последствий. При нормировании биологического воздействия ионизирующих излучений базовой величиной является эффективная доза, получаемая за год (мЗв/год).^ 3.5Технологии изоляции РАО Существуют технологии, позволяющие не просто изолировать РАО от попадания в доступные для человека экосистемы, а физически уничтожать их. Они основаны на облучении выделенных фракций этих радионуклидов в интенсивных нейтронных полях. При этом при захвате нейтронов ядра долгоживущих радионуклидов, обуславливающие наибольшие экологические риски, преобразуются в короткоживущие либо стабильные ядра, для которых такие риски невелики либо вовсе отсутствуют.Например, образующийся в качестве продукта деления урана или плутония долгоживущий (период полураспада 2,1·105 лет) технеций-99, обладающий к тому же высокой миграционной способностью и обуславливающий поэтому экологические проблемы в контексте захоронения РАО, в ходе такой процедуры при захвате нейтрона превращается в короткоживущий технеций-100, в ходе бета-распада быстро (период полураспада 15,8 с) переходящий в стабильный (и поэтому безопасный) молибден-100. Сходным образом обстоит дело и для других экологически проблемных долгоживущих техногенных радионуклидов. Однако практическая реализация таких технологий наталкивается на ряд серьезных трудностей. Главной из них является «высокая цена нейтрона» у современных ядерных реакторов – иначе говоря, и на поддержание цепной реакции ядерного деления, и на одновременную трансмутацию долгоживущих радионуклидов в промышленных масштабах нейтронов попросту не хватит. На тепловых реакторах это делает трансмутацию вообще практически невозможной, на быстрых реакторах с топливом на основе плутония некоторые возможности ее реализации существуют, но лишь за счет отвлечения части нейтронов, предназначенных для воспроизводства нового топливного плутония из урана-238.В то же время очевидно, что по совокупности всех обстоятельств – технических, экономических, экологических –реализация таких технологий возможна, но лишь в некоторой перспективе.По всему миру атомные отходы хранятся рядом с реакторами в глубоких бетонных резервуарах, заполненных водой или в специальных контейнерах из цемента и стали, размещенных у здания реакторов.^ Глава 4.Работа с ОЯТ 4.1АЭС, занимающиеся ядерными отходами в РФ На всех действующих атомных станциях имеются штатные установки по очистке и переработке РАО, которые позволяют снижать активность радиоактивных отходов и уменьшать их объемы. Установки глубокого упаривания работают на Балаковской и Нововоронежской АЭС, готовится к сдаче в эксплуатацию оборудование по расфасовке солевого плава в металло-бетонные контейнеры. Установки битумирования работают на Калининской и Ленинградской АЭС. Технология ионоселективной сорбции для очистки ЖРО внедрена на Белоярской АС и готовится к внедрению на остальных АЭС. Введен в строй Центр по обработке отходов (ЦОО) на Балаковской АС, в состав которого входят установки сортировки, сжигания, прессования и цементирования. Кроме того, планируется ввод в эксплуатацию установки глубокой дезактивации отработавших ионообменных смол. Установки прессования работают на Белоярской, Кольской, Курской, Смоленской и Нововоронежской АЭС. Установка плазменного сжигания будет введена в эксплуатацию на Нововоронежской АЭС в 2006 г. Эксплуатирующая организация осуществляет систематический контроль за состоянием хранения РАО на АЭС. ^ 4.2Предприятия РФ по работе с ОЯТ 4.2.1Горно-химический комбинат (ГХК) Горно-химический комбинат является федеральным государственным унитарным предприятием в структуре Государственной корпорации “Росатом”. Предприятие создавалось как комплекс объектов по наработке оружейного плутония для создания оборонного ядерного щита государства. Основным видом деятельности комбината в настоящее время является обращение с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) атомных электростанций, обеспечивающих надежную и устойчивую работу атомной энергии России. С 1985 года на комбинате введен в эксплуатацию комплекс зданий и сооружений хранилища отработавшего ядерного топлива завода регенерации РТ-2, в котором и принимают ОЯТ реакторов ВВЭР-1000. ГХК оказывает услуги для АЭС Украины и республики Болгария по технологическому хранению и последующей переработке отработавшего ядерного топлива с обязательным возвратом продуктов переработки и радиоактивных отходов в компактном виде в эти страны. Эта деятельность является выполнением государственных обязательств Российской Федерации по межправительственным соглашениям с Украиной и Болгарией в области атомной энергетики. Правовая основа оказания услуг по технологическому хранению и переработке ОЯТ, изготовленного в России для зарубежных АЭС, регулируется “Положением о ввозе в Российскую Федерацию облученных тепловыделяющих сборок ядерных реакторов”. Этим положением предусмотрено, что ввоз в Российскую Федерацию отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), а также вывоз из Российской Федерации ранее ввезенных ОТВС или продуктов переработки осуществляется на основе международных договоров Российской Федерации и внешнеторговых контрактов во исполнение этих договоров. Вхождение России на мировой рынок услуг дает ряд существенных выгод финансового, социального и экологического характера. Ведущее место в предоставлении услуг по обращению с отработавших ядерным топливом атомных станций отводится как раз ФГУП “Горно-химический комбинат”. Предприятие организует визиты для специалистов для ознакомления с условиями транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива. С технологией по обеспечению безопасности при транспортировании и хранении ОЯТ ознакомились более 100 специалистов из разных стран, в том числе из США, Франции.^ 4.2.2Изотопно-химический завод (ИХЗ) Деятельность изотопно-химического завода началась в 1950-х годах в качестве объекта, предназначенного для переработки радиоактивных отходов, образующихся на основных производствах предприятия. С 1978 года началось строительство завода по переработке ОТВС (завод РТ-2). Завод РТ-2 был предназначен для приема, временной выдержки и последующей переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с атомных электростанций. Первой очередью завода РТ-2 стал комплекс водоохлаждаемого хранилища (ХОТ-1) ОТВС реакторов ВВЭР-1000, который был введен в эксплуатацию в 1985 году. Облученные тепловыделяющие сборки (ОТВС) хранятся под слоем воды не менее 2,5 метров над сборкой, что обеспечивает надежную защиту от всех видов радиоактивного излучения. Уровень очистки воды хранилища в несколько раз выше мировых аналогов. Ядерная и радиационная безопасность обеспечиваются конструкцией и материалами оборудования, системами контроля и сигнализации. Выброс радионуклидов в окружающую среду в тысячи раз меньше допустимых значений. Первоначально проектная вместимость хранилища была определена в 6000 тонн (по диоксиду урана). В 2006 году ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ» был разработан проект по увеличению вместимости хранилища до 8600 тонн, в настоящее время выполняются работы по увеличению вместимости.В настоящее время ГХК получает отработавшее ядерное топливо российского производства с АЭС России, Украины и Болгарии (АЭС «Козлодуй»), на которых эксплуатируются реакторы ВВЭР-1000, построенные во времена СССР.Горно-химический комбинат имеет большой опыт транспортирования и хранения ОЯТ. Конструкция транспортных контейнеров обеспечивает ядерную и радиационную безопасность груза в случае максимальной проектной аварии, теоретически возможной на транспортных коммуникациях. В связи с тем, что строительство перерабатывающего комплекса завода РТ-2 отложено, Госкорпорация «Росатом» приняла решение построить на ГХК «сухое» хранилище ОЯТ (ХОТ-2) в камерном варианте.^ 4.2.3«Сухое» хранилище В 2002 году ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ» был разработан проект «Сухое хранилище облученного ядерного топлива реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000 (ХОТ-2)». Проект прошел Главгосэкспертизу и утвержден со следующими показателями:- общая емкость «сухого» хранилища – 36483 т, в том числе:- ОЯТ РУ РБМК-1000 – 25208 т;- ОЯТ РУ ВВЭР-1000 – 11275 т;- пусковой комплекс – 8129 т ОЯТ РУ РБМК-1000.С 2005 года начато строительство «сухого» хранилища. С декабря 2010 года проводится комплексное опробование оборудования пускового комплекса ХОТ-2 на 8129 т ОЯТ РБМК-1000.На площадке завода РТ-2 ведется строительство “сухого” хранилища с воздушным охлаждением для длительно выдержанных ОТВС. Комплекс “сухого” хранилища позволит обеспечить долговременное хранение ОТВС на высоком, отвечающем современным требованиям безопасности, уровне, принятом в мире. Безопасность хранения обеспечивается многоуровневыми техническими защитными барьерами от ионизирующей радиации и распространения радиоактивности следующим образом:- ОТВС помещаются в ампулы- ампулы с ОТВС помещаются в герметичные пеналы из нержавеющей стали- пеналы устанавливаются в гнезда и герметично завариваются- гнезда размещены внутри железобетонных конструкций зданий с принудительной системой воздухообмена и очисткой выбросов от радиоактивных аэрозолей.^ 4.2.4Балаковский АЭС Пример современного технологи­ческого комплекса по переработке средне- и низкоактивных отходов – центр Балаковской АЭС, приятый в эксплуатацию в 2002 году – первый в российской атомной энергетике. Объ­ект построен в сотрудничестве с немец­кой фирмой RWE Nukem, являющейся одним из мировых лидеров в техноло­гиях обращения с РАО. В его создании также участвовали специалисты ниже­городского Атомэнергопроекта и ека­теринбургского СвердНИИхиммаша. Технологический процесс, реализо­ванный в центре обработки отходов, полностью автоматизирован. Он вклю­чает сбор и сортировку по категориям, применение установок сжигания, прес­сования и цементирования. Установка сжигания – специальная печь с камерой дожигания и много­ступенчатой системой очистки дымо­вых газов. За час здесь образуется 4,6 кг золы, которая направляется на установку прессования. Прессованию подвергаются также ранее отсортиро­ванные отходы в столитровых бочках. Получаются брикеты – этакие таблетки, помещаемые в двухсотлитровые бочки. На установке цементирования каждая из них заполняется цементным раство­ром. Потом бочки попадают в храни­лище твёрдых радиоактивных отходов для временного хранения. Такой ком­паунд отвечает требованиям МАГАТЭ. Проектная мощность ЦОО Балаковской АЭС – 640 м3 твёрдых отходов в год. Его ввод в экспл