Оптимизация процесса обращения с радиоактивными отходами в процессе эксплуатации нового хранилища отработавшего ядерного топлива Чернобыльской АЭС
Проведен анализ количества радиоактивных отходов, образование которых предполагается в процессе эксплуатации ХОЯТ-2 Чернобыльской АЭС, и их характеристик. Показано, что основной объем высокоактивных отходов составят удлиняющие стержни отработавших тепловыделяющих сборок и дополнительные поглотите...
Saved in:
| Published in: | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
|---|---|
| Date: | 2011 |
| Main Authors: | , , , , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2011
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112988 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Оптимизация процесса обращения с радиоактивными отходами в процессе эксплуатации нового хранилища отработавшего ядерного топлива Чернобыльской АЭС / В.Г. Батий, О.А. Кафтанатина, Ю.В. Морозов, А.А. Правдивый, В.М. Рудько, Д.В. Богуцкий // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 17. — С. 147–153. — Бібліогр.: 3 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-112988 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Батий, В.Г. Кафтанатина, О.А. Морозов, Ю.В. Правдивый, А.А. Рудько, В.М. Богуцкий, Д.В. 2017-01-30T19:26:20Z 2017-01-30T19:26:20Z 2011 Оптимизация процесса обращения с радиоактивными отходами в процессе эксплуатации нового хранилища отработавшего ядерного топлива Чернобыльской АЭС / В.Г. Батий, О.А. Кафтанатина, Ю.В. Морозов, А.А. Правдивый, В.М. Рудько, Д.В. Богуцкий // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 17. — С. 147–153. — Бібліогр.: 3 назв. — рос. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112988 621.039.743:502.36 Проведен анализ количества радиоактивных отходов, образование которых предполагается в процессе эксплуатации ХОЯТ-2 Чернобыльской АЭС, и их характеристик. Показано, что основной объем высокоактивных отходов составят удлиняющие стержни отработавших тепловыделяющих сборок и дополнительные поглотители. Предложена оптимальная схема обращения с ними. Проведено аналіз кількості радіоактивних відходів, утворення яких передбачається в процесі експлуатації СВЯП-2 Чорнобильської АЕС, та їхніх характеристик. Показано, що основний обсяг високоактивних відходів становитимуть подовжуючі стрижні відпрацьованих тепловиділяючих збірок і додаткові поглиначі. Запропоновано оптимальну схему поводження з ними. The analysis of RAW quantities and their characteristics were spent, which formation is supposed in a process of Chernobyl NPP SNFS-2 operation. It is shown, that the basic volume of high-level radioactive waste will make up the extension rods of spent fuel assemblies and additional absorbers. The optimal scheme of managing with them is offered. ru Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Проблеми Чорнобиля Оптимизация процесса обращения с радиоактивными отходами в процессе эксплуатации нового хранилища отработавшего ядерного топлива Чернобыльской АЭС Оптимізація процесу поводження з радіоактивними відходами у процесі експлуатації нового сховища відпрацьованого ядерного палива Чорнобильської АЕС Optimization of process of raw management in a process of Chernobyl NPP new SNF storage facility operation Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Оптимизация процесса обращения с радиоактивными отходами в процессе эксплуатации нового хранилища отработавшего ядерного топлива Чернобыльской АЭС |
| spellingShingle |
Оптимизация процесса обращения с радиоактивными отходами в процессе эксплуатации нового хранилища отработавшего ядерного топлива Чернобыльской АЭС Батий, В.Г. Кафтанатина, О.А. Морозов, Ю.В. Правдивый, А.А. Рудько, В.М. Богуцкий, Д.В. Проблеми Чорнобиля |
| title_short |
Оптимизация процесса обращения с радиоактивными отходами в процессе эксплуатации нового хранилища отработавшего ядерного топлива Чернобыльской АЭС |
| title_full |
Оптимизация процесса обращения с радиоактивными отходами в процессе эксплуатации нового хранилища отработавшего ядерного топлива Чернобыльской АЭС |
| title_fullStr |
Оптимизация процесса обращения с радиоактивными отходами в процессе эксплуатации нового хранилища отработавшего ядерного топлива Чернобыльской АЭС |
| title_full_unstemmed |
Оптимизация процесса обращения с радиоактивными отходами в процессе эксплуатации нового хранилища отработавшего ядерного топлива Чернобыльской АЭС |
| title_sort |
оптимизация процесса обращения с радиоактивными отходами в процессе эксплуатации нового хранилища отработавшего ядерного топлива чернобыльской аэс |
| author |
Батий, В.Г. Кафтанатина, О.А. Морозов, Ю.В. Правдивый, А.А. Рудько, В.М. Богуцкий, Д.В. |
| author_facet |
Батий, В.Г. Кафтанатина, О.А. Морозов, Ю.В. Правдивый, А.А. Рудько, В.М. Богуцкий, Д.В. |
| topic |
Проблеми Чорнобиля |
| topic_facet |
Проблеми Чорнобиля |
| publishDate |
2011 |
| language |
Russian |
| container_title |
Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| publisher |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| format |
Article |
| title_alt |
Оптимізація процесу поводження з радіоактивними відходами у процесі експлуатації нового сховища відпрацьованого ядерного палива Чорнобильської АЕС Optimization of process of raw management in a process of Chernobyl NPP new SNF storage facility operation |
| description |
Проведен анализ количества радиоактивных отходов, образование которых предполагается в
процессе эксплуатации ХОЯТ-2 Чернобыльской АЭС, и их характеристик. Показано, что основной
объем высокоактивных отходов составят удлиняющие стержни отработавших тепловыделяющих
сборок и дополнительные поглотители. Предложена оптимальная схема обращения с ними.
Проведено аналіз кількості радіоактивних відходів, утворення яких передбачається в процесі
експлуатації СВЯП-2 Чорнобильської АЕС, та їхніх характеристик. Показано, що основний обсяг
високоактивних відходів становитимуть подовжуючі стрижні відпрацьованих тепловиділяючих збірок і додаткові поглиначі. Запропоновано оптимальну схему поводження з ними.
The analysis of RAW quantities and their characteristics were spent, which formation is supposed in
a process of Chernobyl NPP SNFS-2 operation. It is shown, that the basic volume of high-level radioactive
waste will make up the extension rods of spent fuel assemblies and additional absorbers. The optimal scheme
of managing with them is offered.
|
| issn |
1813-3584 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112988 |
| citation_txt |
Оптимизация процесса обращения с радиоактивными отходами в процессе эксплуатации нового хранилища отработавшего ядерного топлива Чернобыльской АЭС / В.Г. Батий, О.А. Кафтанатина, Ю.В. Морозов, А.А. Правдивый, В.М. Рудько, Д.В. Богуцкий // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 17. — С. 147–153. — Бібліогр.: 3 назв. — рос. |
| work_keys_str_mv |
AT batiivg optimizaciâprocessaobraŝeniâsradioaktivnymiothodamivprocesseékspluataciinovogohraniliŝaotrabotavšegoâdernogotoplivačernobylʹskoiaés AT kaftanatinaoa optimizaciâprocessaobraŝeniâsradioaktivnymiothodamivprocesseékspluataciinovogohraniliŝaotrabotavšegoâdernogotoplivačernobylʹskoiaés AT morozovûv optimizaciâprocessaobraŝeniâsradioaktivnymiothodamivprocesseékspluataciinovogohraniliŝaotrabotavšegoâdernogotoplivačernobylʹskoiaés AT pravdivyiaa optimizaciâprocessaobraŝeniâsradioaktivnymiothodamivprocesseékspluataciinovogohraniliŝaotrabotavšegoâdernogotoplivačernobylʹskoiaés AT rudʹkovm optimizaciâprocessaobraŝeniâsradioaktivnymiothodamivprocesseékspluataciinovogohraniliŝaotrabotavšegoâdernogotoplivačernobylʹskoiaés AT boguckiidv optimizaciâprocessaobraŝeniâsradioaktivnymiothodamivprocesseékspluataciinovogohraniliŝaotrabotavšegoâdernogotoplivačernobylʹskoiaés AT batiivg optimízacíâprocesupovodžennâzradíoaktivnimivídhodamiuprocesíekspluatacíínovogoshoviŝavídpracʹovanogoâdernogopalivačornobilʹsʹkoíaes AT kaftanatinaoa optimízacíâprocesupovodžennâzradíoaktivnimivídhodamiuprocesíekspluatacíínovogoshoviŝavídpracʹovanogoâdernogopalivačornobilʹsʹkoíaes AT morozovûv optimízacíâprocesupovodžennâzradíoaktivnimivídhodamiuprocesíekspluatacíínovogoshoviŝavídpracʹovanogoâdernogopalivačornobilʹsʹkoíaes AT pravdivyiaa optimízacíâprocesupovodžennâzradíoaktivnimivídhodamiuprocesíekspluatacíínovogoshoviŝavídpracʹovanogoâdernogopalivačornobilʹsʹkoíaes AT rudʹkovm optimízacíâprocesupovodžennâzradíoaktivnimivídhodamiuprocesíekspluatacíínovogoshoviŝavídpracʹovanogoâdernogopalivačornobilʹsʹkoíaes AT boguckiidv optimízacíâprocesupovodžennâzradíoaktivnimivídhodamiuprocesíekspluatacíínovogoshoviŝavídpracʹovanogoâdernogopalivačornobilʹsʹkoíaes AT batiivg optimizationofprocessofrawmanagementinaprocessofchernobylnppnewsnfstoragefacilityoperation AT kaftanatinaoa optimizationofprocessofrawmanagementinaprocessofchernobylnppnewsnfstoragefacilityoperation AT morozovûv optimizationofprocessofrawmanagementinaprocessofchernobylnppnewsnfstoragefacilityoperation AT pravdivyiaa optimizationofprocessofrawmanagementinaprocessofchernobylnppnewsnfstoragefacilityoperation AT rudʹkovm optimizationofprocessofrawmanagementinaprocessofchernobylnppnewsnfstoragefacilityoperation AT boguckiidv optimizationofprocessofrawmanagementinaprocessofchernobylnppnewsnfstoragefacilityoperation |
| first_indexed |
2025-11-26T15:17:22Z |
| last_indexed |
2025-11-26T15:17:22Z |
| _version_ |
1850628061215588352 |
| fulltext |
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2011 ВИП. 17 147
УДК 621.039.743:502.36
В. Г. Батий, О. А. Кафтанатина, Ю. В. Морозов, А. А. Правдивый,
В. М. Рудько, Д. В. Богуцкий*
Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, Чернобыль,
*ГСП "Чернобыльская АЭС"
ОПТИМИЗАЦИЯ ПРОЦЕССА ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ
В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ НОВОГО ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС
Проведен анализ количества радиоактивных отходов, образование которых предполагается в
процессе эксплуатации ХОЯТ-2 Чернобыльской АЭС, и их характеристик. Показано, что основной
объем высокоактивных отходов составят удлиняющие стержни отработавших тепловыделяющих
сборок и дополнительные поглотители. Предложена оптимальная схема обращения с ними.
Ключевые слова: отработавшие тепловыделяющие сборки, высокоактивные отходы, выдержка
временем, обращение с твердыми радиоактивными отходами, захоронение.
Проектирование и строительство нового хранилища отработавшего ядерного топлива
(ХОЯТ-2) на площадке ГСП ЧАЭС было начато в 1999 г. консорциумом во главе с компа-
нией «Framatome» (Франция). В 2003 г. реализация данного проекта была приостановлена
из-за его технических недостатков, делающих невозможным лицензирование ХОЯТ-2 и его
последующую безопасную эксплуатацию.
В настоящее время работы по модификации существующего проекта ХОЯТ-2 и
завершению его строительства выполняются компанией «Holtec International, Inc.» (США).
Одной из задач для проекта ХОЯТ-2 является выбор оптимальной схемы и технологий по
обращению с твердыми радиоактивными отходами (ТРО), образующихся в процессе
эксплуатации данного объекта, в частности о целесообразности организации хранения
высокоактивных отходов (ВАО), в том числе дополнительных поглотителей (ДП), на пло-
щадке ХОЯТ-2, а также интеграция схемы, технологий и оборудования (контейнеров и
упаковок для ТРО) по обращению с ТРО в стратегию обращения с радиоактивными отхо-
дами (РАО) на ГСП ЧАЭС.
Источники образования, виды и характеристики ТРО
При выполнении штатных операций на ХОЯТ-2 в условиях нормальной эксплуатации
будут образовываться ТРО различных видов [1]:
активированный металл (например, ДП и удлиняющие стержни (УС), отделенные при
проведении операций резки в технологическом помещении обработки);
стружка, образующаяся при резке центрального стержня отработавшей тепловыделя-
ющей сборки (ОТВС);
загрязненные при выполнении технологических операций инструменты и оснастка,
применяемые при ремонте и техобслуживании, которые невозможно будет дезактивировать
до установленных уровней;
отработавшие фильтры системы вентиляции;
непригодные к использованию режущие инструменты;
материалы, используемые при техническом обслуживании (ветошь, обтирочный мате-
риал, тампоны) и т.п.;
использованные основные и дополнительные средства индивидуальной защиты (СИЗ)
персонала;
вышедшее из строя (использованное) и не подлежащее ремонту оборудование;
использованная спецодежда, которая по критериям загрязненности относится к РАО и
не подлежит дезактивации и пр.
При эксплуатации ХОЯТ-2 образуются ТРО всех категорий.
© В. Г. Батий, О. А. Кафтанатина, Ю. В. Морозов, А. А. Правдивый,
В. М. Рудько, Д. В. Богуцкий, 2011
В. Г. БАТИЙ, О. А. КАФТАНАТИНА, Ю. В. МОРОЗОВ И ДР.
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2011 ВИП. 17 148
Образование ТРО 1-й и 2-й категорий будет происходить при выполнении регламент-
ных работ по контролю радиационной обстановки, проведении дезактивации, технического
обслуживания и ремонта оборудования, а также при замене фильтров спецвентиляции.
Из анализа, проведенного в [1], следует, что предполагаемый объем образующихся
эксплуатационных ТРО 1-й и 2-й категорий составит:
низкоактивных (НАО) - 4,2 т/год (из них 0,5 т при нарушениях нормальной эксплу-
атации);
среднеактивных (САО) - 2,5 т/год.
ТРО 3-й категории будут образовываться при выполнении технологических операций
по резке ОТВС в горячей камере, а также при эксплуатации системы вентиляции горячей
камеры (в виде отработавших аэрозольных фильтров). Отработавшие фильтры спецвентиля-
ции горячей камеры могут относиться либо к среднеактивным либо к высокоактивным ТРО.
Ориентировочный объем образующихся эксплуатационных ТРО 3-й категории соста-
вит около 2,0 т/год .
Предполагается, что эксплуатация установки по подготовке отработавшего топлива к
хранению (УПОТХ) ХОЯТ-2 будет осуществляться на протяжении 10 лет. Исходя из этого, и
с учетом приведенных выше данных, общее количество образованных эксплуатационных
ТРО будет составлять:
ТРО 1-й и 2-й категорий - 67 т, в том числе: 1-й категории (НАО) - 42 т; 2-й категории
(САО) – 25 т;
ТРО 3-й категории (ВАО) - 20 т.
Объем ТРО, образуемых при эксплуатации УПОТХ, будет значительно ниже, чем от
деятельности по снятию с эксплуатации ЧАЭС и преобразованию объекта «Укрытие» в
экологически безопасную систему. Следовательно, эти ТРО не будут вносить существенного
вклада в общий объем ТРО, образование которых предполагается в результате деятельности
на промплощадке ЧАЭС.
Помимо рассмотренных выше эксплуатационных ТРО, будут образовываться такие
ТРО 3-й категории, как УС и ДП.
Общее количество ДП составляет 1610 обычных ДП массой 102 кг и 94 ДП кластер-
ного типа (содержащие карбид бора) массой 94 кг. Таким образом, общая масса ДП,
отнесенных к ТРО, составит примерно 173 т.
Общее количество УС аналогично количеству ОТВС, подлежащих хранению, соста-
вит 21217 шт., при этом масса одного УС (максимальная, используя консервативный подход)
составляет 10,2 кг. В итоге общая масса УС, отнесенных к ТРО, составит примерно 216 т.
Исходя из вышеизложенного, общее количество УС и ДП составляет 389 т, что
существенно больше, чем общее количество эксплуатационных ВАО (20 т), накопленных за
весь период эксплуатации.
Схема обращения с ТРО по существующему проекту ХОЯТ-2
Система обращения с ТРО на УПОТХ включает в себя:
обращение с ТРО 1-й и 2-й категории;
обращение с ТРО 3-й категории.
Обращение с ТРО 1-й и 2-й категории. ТРО 1-й и 2-й категории предполагается
транспортировать для переработки на ЧАЭС, используя для этого транспортные контейнеры,
соответствующие требованиям критериев приемки на ЧАЭС.
ТРО 1-й и 2-й категорий, образующиеся в УПОТХ, будут собраны, рассортированы и
упакованы непосредственно в местах их образования (на рабочих местах) в первичную
упаковку (пластиковые мешки), которые затем будут помещаться в маркированные 200-
литровые контейнеры-бочки. Сбор первичных упаковок с ТРО со всех отметок производится
в помещении 407, там же производится их упаковка в 200-литровые контейнеры-бочки. В
помещении 407 предусмотрена машина для закрытия бочек.
ОПТИМИЗАЦИЯ ПРОЦЕССА ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2011 ВИП. 17 149
При загрузке в бочки будут созданы условия, исключающие просыпание ТРО. Про-
цесс загрузки бочки будет сопровождаться радиационным контролем. При этом будет
определяться величина активности ТРО, помещенных в бочку, а также проводиться проверка
отсутствия радиационного загрязнения внешней поверхности бочки.
Все 200-литровые бочки с ТРО поступают на станцию мониторинга бочек (СМБ),
расположенную в помещении IS102C6, после чего направляются в помещение буферного
хранения 116, а затем в зал 107 или 119.
На СМБ производится определение следующих параметров: массы бочки; мощности
дозы (на боковых и торцевых поверхностях бочки): мощности дозы на расстоянии 1 м от
поверхности бочки; α, β и γ-активности РАО; потока нейтронов.
Бочки устанавливаются на измерительную позицию системой внутреннего транспорта
с помощью рольгангов. Во время измерений бочка вращается со скоростью 1 об/мин. Резуль-
таты измерения автоматически фиксируются в системе учета и контроля вместе с иденти-
фикационным номером бочки, после чего в помещении IS102C5 заполняется паспорт на
отправку отходов.
Планируется вывоз ТРО 1-й и 2-й категорий на переработку на завод по переработке
ТРО (ЗПТРО). В соответствии с проектом ЗПТРО производительность его технологического
оборудования должна позволить перерабатывать не только ТРО, образуемые при снятии с
эксплуатации ЧАЭС, но и эксплуатационные ТРО ХОЯТ-2.
Для транспортировки ТРО за пределы ХОЯТ-2 будут использовать транспортно-
защитные контейнеры (типа КТЗ-3,0) и контейнеровоз КТРО-К1.
Обращение с ТРО 3-й категории. Система обращения с ТРО 3-й категории в
процессе эксплуатации УПОТХ обеспечивает:
хранение и подготовку пустой упаковки (бочек с крышками объемом 165 и 200 л) для
ТРО 3-й категории (помещение 116);
транспортировку 165-литровую бочки в горячую камеру (помещение 501);
загрузку ТРО 3-й категории в 165-литровую бочку и закрытие крышки с помощью
передвижного силового манипулятора;
регистрация ТРО 3-й категории в помещении 501, предварительный контроль
мощности дозы загруженной бочки;
установку 165-литровой бочки в 200-литровую бочку, расположенную в помещении
501А, закрытие крышки 200-литровой бочки, контроль поверхностного загрязнения бочки
(взятие мазка) и перемещение транспортной тележки с бочкой из помещения 501А в
помещение IS 102С2;
транспортировку 200-литровой бочки из помещения IS 102С2 на станцию контроля в
помещении IS 102С6;
контроль, регистрацию мощности экспозиционной дозы (МЭД) и массы 200-литровой
бочки, γ-спектрометрию в помещении IS 102С6;
перемещение 200-литровой бочки с ТРО 3-й категории на хранение в помещение
IS 102D (временное хранилище бочек ТРО 3-й категории);
хранение бочек с ТРО 3-й категории в течение 100 лет;
извлечение бочек с ТРО 3-й категории из хранилища по завершению срока хранения.
В случае заполнения временного хранилища IS 102D возможна транспортировка
бочек с ТРО 3-й категории из ХОЯТ-2 на ЧАЭС во временное хранилище в здании
хранилища жидких и твердых радиоактивных отходов (ВХ ХЖТО) или в другое хра-
нилище, которое будет создано в рамках интегрированной системы обращения с РАО в
ГСП ЧАЭС.
В приведенной выше схеме обращения с ТРО ХОЯТ-2 наиболее проблемным является
обращение с ВАО (прежде всего с ДП и УС), что обусловлено их значительным количеством
(389 т).
Ниже приведены технические предложения по оптимизации обращения с ДП и УС.
В. Г. БАТИЙ, О. А. КАФТАНАТИНА, Ю. В. МОРОЗОВ И ДР.
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2011 ВИП. 17 150
Оптимизация обращения с ТРО (ДП + УС)
Обращение с ДП. Оптимальным решением может быть предложение по хранению
ДП на блоках ЧАЭС. С учетом относительно небольших периодов полураспада основных
значащих нуклидов (прежде всего 60Со) целесообразно предусмотреть возможность макси-
мально длительного периода хранения ДП на блоках с целью дальнейшего отнесения
большей части ТРО от ДП к более низкой категории отходов (к САО). Что в свою очередь
позволит решить вопрос их захоронения без организации специального долговременного
хранения.
В соответствии с “Программой снятия с эксплуатации Чернобыльской АЭС” предпо-
лагается провести демонтаж реакторных установок в период 2045 – 2065 гг. По результатам
проведенных в 2004 г. на ЧАЭС измерений, мощность поглощенной в воздухе дозы γ-
излучения ДП с временем выдержки 4–5 лет после выгрузки из активной зоны реактора
составляет до 8,4⋅106 мкГр/ч на расстоянии 0,1 м от поверхности ДП [2]. Учитывая, что
подавляющий вклад в мощность дозы γ-излучения дает 60Co с периодом полураспада 5,27
лет, МЭД от ДП к 2045 г. будет составлять до 3,5⋅104 мкГр/ч. В соответствии с ОСПУ РАО с
такими МЭД с неизвестным радионуклидным составом должны быть отнесены к ВАО. При
этом, учитывая неравномерность облучения, можно ожидать, что периферийные фрагменты
ДП будут относиться к среднеактивным ТРО и их можно будет захоранивать, начиная с
2045 г. Те фрагменты, которые будут продолжать относиться к ВАО на момент демонтажа
реакторных установок, необходимо будет дополнительно выдержать в промежуточном
хранилище и после этого тоже захоронить.
Исходя из вышеизложенного, решение о хранении ДП на энергоблоках ЧАЭС до
демонтажа реакторных установок представляется целесообразным.
Обращение с УС. Процесс обращения с УС на УПОТХ представляется возможным
существенно оптимизировать, учитывая большую неоднородность наведенной активности
по длине УС.
На рис. 1 и 2 приведены данные по распределению удельной активности (время
выдержки 7 лет) по длине УС для РАО 3-й группы (54Mn, 60Co) и 4-й группы (55Fe, 59Ni, 63Ni).
Длина 1-го, самого нижнего, участка 32,2 см, 2 - 5-го участков – 50 см. Данные получены на
основании работы [3].
1,00E+00
1,00E+01
1,00E+02
1,00E+03
1,00E+04
1,00E+05
1,00E+06
1,00E+07
1,00E+08
1 2 3 4 5
Номер участка УС
У
д
е
л
ь
н
а
я
а
к
ти
в
н
о
ст
ь
,
к
Б
к
/к
г
Рис. 1. Распределение активности по длине УС для РАО 3-й группы.
Для РАО 4-й группы все участки УС ОТВС имеют удельную активность ниже
критериев отнесения к ВАО в соответствии с ОСПУ (108 кБк/кг). Для РАО 3-й группы
верхняя часть УС ОТВС (участки 2 – 5) имеет удельную активность ниже критериев
ОПТИМИЗАЦИЯ ПРОЦЕССА ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2011 ВИП. 17 151
отнесения к ВАО в соответствии с ОСПУ (107 кБк/кг) и только участок 1 относится к ВАО.
Поэтому после отделения части УС, относящейся к ВАО (участок 1), целесообразно
рассмотреть возможность отправки на захоронение частей УС (участки 2 – 5) относящихся к
САО и удовлетворяющим критериям захоронения.
1,00E+00
1,00E+01
1,00E+02
1,00E+03
1,00E+04
1,00E+05
1,00E+06
1,00E+07
1,00E+08
1 2 3 4 5
Номер участка УС
У
д
е
л
ь
н
а
я
а
к
ти
в
н
о
с
ть
,
к
Б
к
/к
г
Рис. 2. Распределение активности по длине УС для РАО 4-й группы.
Для максимальной интеграции схемы обращения с ТРО ХОЯТ-2 в схему обращения с
ТРО на ЧАЭС наиболее приемлем следующий вариант:
1. Отказаться от применения бочек (как было предусмотрено проектом) при обра-
щении с ТРО 1-й и 2-й категорий.
2. Для сбора и транспортировки ТРО 1-й и 2-й категорий ХОЯТ-2 использовать
контейнер КТЗ-1,3 и/или КТЗ-3,0 (согласовывается со схемой приемки на ЗПТРО, ЛОТ-2
ПКОТРО).
Данный вариант позволит:
сократить объемы ТРО за счет отсутствия бочки (поскольку бочка невозвратная упа-
ковка и подлежит переработке и захоронению);
снизить загруженность ЗПТРО (за счет отсутствия резки и дальнейшей переработки
бочек);
существенно снизить количество транспортных операций с ТРО между ХОЯТ-2 и
ЧАЭС (минимизация рисков, связанных с транспортировкой ТРО);
существенно снизить эксплуатационные расходы ХОЯТ-2 (поскольку контейнер КТЗ-
1,3 и/или КТЗ-3,0 в отличие от бочки является возвратной упаковкой).
"Нижняя" часть УС ОТВС (32,2 см), ближняя к топливу, будет относиться к ВАО и
скорее всего превысит критерии приема на ВХ ХЖТО (учитывая весовые требования и
требования к удельной активности ХЖТО, а также расчеты специалистов ЧАЭС). Поэтому
эти фрагменты УС останутся в здании УПОТХ в бочках (106 шт).
Для частей УС, временно не удовлетворяющих критериям приемки на захоронение
(прежде всего, по МЭД) целесообразно организовать временное хранение для выдержки
необходимого времени с целью снижения МЭД данных ТРО.
По оценкам, полученным на основании данных [3] (рис. 3) к САО (мощность дозы
менее 104 мкГр/ч) будут отнесены более 63 % РАО, образованных при фрагментации УС с
20 летней выдержкой и более 82 % РАО, образованных при фрагментации УС с 40 летней
выдержкой.
Таким образом, при внедрении описанного технического предложения большую часть
фрагментов УС, можно будет отправлять на захоронение непосредственно в процессе
подготовки ОТВС к хранению, остальные после определенного времени выдержки.
В. Г. БАТИЙ, О. А. КАФТАНАТИНА, Ю. В. МОРОЗОВ И ДР.
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2011 ВИП. 17 152
1,E+01
1,E+02
1,E+03
1,E+04
1,E+05
1,E+06
1,E+07
10 20 30 40
t, лет
м
кГ
р
/ч
а
с
0.0-12.0 см
12.0-22.0 см
22.0-32.0 см
32.0-45.0 см
45.0-57.0 см
57.0-58.5 см
58.5-92.0 см
92,0-127 см
127-162 см
162-166 см
166-192 см
192-222 см
222-252 см
Рис. 3. Распределение МЭД по длине УС для разных времен выдержки
Заключение
Общее количество УС и ДП, накопленных при экслуатации УПОТХ, составляет 389 т,
что существенно больше, чем количество эксплуатационных ВАО (20 т), планируемых к
накоплению за весь период эксплуатации УПОТХ.
При обращении с ТРО ХОЯТ-2 наиболее проблемными являются вопросы обращения
с ВАО, прежде всего с ДП и УС ввиду их большого количества (масса, объем).
С учетом относительно небольших периодов полураспада основных значащих нукли-
дов (прежде всего 60Со) целесообразно предусмотреть возможность максимально длитель-
ного периода хранения ДП на блоках с целью дальнейшего отнесения большей части
фрагментов ДП к более низкой категории отходов (к САО). Реализация такого подхода
позволит их захоронить без организации специального долговременного хранения.
Представляется целесообразным временное хранение ДП на энергоблоках ЧАЭС до
демонтажа реакторных установок (2045 – 2065 г.г.). При таком подходе только для неболь-
шой части фрагментов ДП потребуется организация временного хранения.
В процессе обращения с УС после отделения от них фрагментов, относящихся к ВАО,
целесообразно рассмотреть возможность передачи на захоронение остальных частей УС,
относящихся к САО и удовлетворяющим критериям захоронения.
При этом целесообразно отказаться от применения бочек (как было предусмотрено
проектом) при обращении с ТРО 1-й и 2-й категорий. Для сбора и транспортировки ТРО 1-й
и 2-й категории предпочтительней использовать контейнер КТЗ-1,3 и/или КТЗ-3,0.
Для частей УС, временно не удовлетворяющих критериям приемки на захоронение
целесообразно организовать временное хранение для выдержки необходимого времени с
целью снижения мощности дозы данных ТРО до уровня САО.
При обращении с эксплуатационными ТРО 1-й и 2-й категории целесообразно внед-
рить технические решения, аналогично выше предлагаемому варианту обращения с УС. В
частности, целесообразно отказаться от применения бочек и применять только контейнеры-
сборники КТЗ-1,3 (ТРО в полиэтиленовых мешках) и транспортные контейнеры КТЗ-3,0.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Сухое хранилище отработанного ядерного топлива (ХОЯТ-2) ЧАЭС. Проект завершения строи-
тельства. Т. 13. Оценка воздействия на окружающую среду. - КИЭП, ИПБ АЭС НАН Украины,
2009. -С. 240.
ОПТИМИЗАЦИЯ ПРОЦЕССА ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ
________________________________________________________________________________________________________________________
ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2011 ВИП. 17 153
2. Техническая спецификация (№ ГУП ЧАЭС/С2/ТС/01. Ред. 3). Пункт работ С-2. Проектирование,
лицензирование, изготовление, поставка и ввод в эксплуатацию промежуточного хранилища
отработанного топлива РБМК на ЧАЭС. Дополнение № 2. Приложение 5а. - 2006. - С. 23.
3. Техническая спецификация (№ ГУП ЧАЭС/С2/ТС/01. Ред. 3). Пункт работ С-2. Проектирование,
лицензирование, изготовление, поставка и ввод в эксплуатацию промежуточного хранилища
отработанного топлива РБМК на ЧАЭС. Дополнение № 2. Приложение 20 “Основы для проекти-
рования процессов обработки и хранения ОТВС и поглощающих стержней”.
В. Г. Батій, О. А. Кафтанатіна, Ю. В. Морозов, О. А. Правдивий,
В. М. Рудько, Д. В. Богуцький
ОПТИМІЗАЦІЯ ПРОЦЕСУ ПОВОДЖЕННЯ З РАДІОАКТИВНИМИ ВІДХОДАМИ
У ПРОЦЕСІ ЕКСПЛУАТАЦІЇ НОВОГО СХОВИЩА ВІДПРАЦЬОВАНОГО ЯДЕРНОГО
ПАЛИВА ЧОРНОБИЛЬСЬКОЇ АЕС
Проведено аналіз кількості радіоактивних відходів, утворення яких передбачається в процесі
експлуатації СВЯП-2 Чорнобильської АЕС, та їхніх характеристик. Показано, що основний обсяг
високоактивних відходів становитимуть подовжуючі стрижні відпрацьованих тепловиділяючих збі-
рок і додаткові поглиначі. Запропоновано оптимальну схему поводження з ними.
Ключові слова: відпрацьовані тепловиділяючі збірки, високоактивні відходи, витримка часом,
поводження з твердими радіоактивними відходами, захоронення.
V. G. Batiy, O. A. Kaftanatina, Yu. V. Morozov, A. A. Pravdivy,
V. M. Rud’ko, D. V. Bogutsky
OPTIMIZATION OF PROCESS OF RAW MANAGEMENT IN A PROC ESS
OF CHERNOBYL NPP NEW SNF STORAGE FACILITY OPERATION
The analysis of RAW quantities and their characteristics were spent, which formation is supposed in
a process of Chernobyl NPP SNFS-2 operation. It is shown, that the basic volume of high-level radioactive
waste will make up the extension rods of spent fuel assemblies and additional absorbers. The optimal scheme
of managing with them is offered.
Keywords: spent fuel assemblies, high-level radioactive waste, exposure time, solid RAW mana-
gement, disposal.
Поступила в редакцию 16.06.11
|