Перспективи модернізації реакторів українських АЕС

Збільшення потужності енергоблоків поліпшує техніко-економічні показники виробництва енергії на станціях: чим ближче одинична потужність реактора до 1000 МВт, тим більше вона конкурентоспроможна з тепловими електростанціями. АЕС проектуються як великі енергетичні комплекси з кінцевою сумарною потужністю 4−6 млн. кВт. Створення великих атомних електростанцій вигідно і з економічної точки зору. Удосконалення технології виробництва атомної електроенергії безпосередньо пов’язане з розширенням енергоресурсів. Як ядерне паливо для атомних електростанцій можна використовувати U235, U233 та Pl239. Уран-233 і плутоній-239 у природних умовах не існують, їх можна отримати в процесі ядерних реакцій з торію-232. Природний уран, який добувають на гірничих підприємствах, містить в собі 0,7% урану-235, а інші 99,3% - це уран-238. Сучасні АЕС працюють на теплових нейтронах з паливом із збагаченого урану-235. Щоб проникнути в ядро 238U і викликати його перетворення на 239U, потрібні швидкі, а щоб викликати ділення 235U — повільні нейтрони. Реактори, в яких основну роботу здійснюють швидкі нейтрони, називаються швидкими, а реактори, котрі працюють на повільних нейтронах, — тепловими. У процесі роботи в паливі утворюються довгоживучі радіонукліди: америцій (Am), кюрій (Cm), нептуній (Np), технецій-99 (99Tc) та йод-129 (129I). На сьогодні розроблені і випробувані технології, завдяки яким довгоживучі радіонукліди (з періодом піврозпаду в десятки й сотні тисяч років) вилучаються з відпрацьованого ядерного палива і піддаються трансмутації у швидких реакторах. У такому випадку замкнений ядерно-паливний цикл стає екологічно прийнятним, бо вимагає контролю за збереженням вилучених високоактивних відходів (у тому числі стронція-90 (90Sr) і цезія-137 (137Cs)) протягом лише 100—200 років.

За основу такої енергетики могли б послужити великопотужні швидкі реактори в циклі U-Pu з коефіцієнтом відтворення більше одиниці. Тобто у такий реактор завантажується так зване рівноважне паливо із суміші природного урану та плутонію. У процесі роботи плутоній вигоряє як паливо, а під дією утворюваних нейтронів із 238U напрацьовується знову ж таки плутоній. Таким чином, після закінчення роботи у відпрацьованому паливі виявляється стільки Pu, скільки було завантажено, а тому при новому завантаженні реактора плутоній не треба ні витягати, ані додавати. Для коригування складу палива слід лише додавати U — задля компенсації спаленої частини. Отже, технологія зводиться тут в основному до очищення палива від продуктів ділення. При цьому довгоживучі радіонукліди повертаються в реактор для трансмутації, а високоактивні Sr та Cs повинні витримуватися у тимчасовому сховищі 100—200 років. Після зниження активності ці відходи навічно ховатимуться згідно із згадуваним вище принципом радіаційно-міграційної еквівалентності. Окрім усього іншого, у швидкому реакторі можна допалювати і радіоактивні відходи з теплових («повільних») реакторів.

Отже, швидкі реактори мають багато переваг. Щоправда, за минулі роки склалося уявлення про швидкі реактори, як обов’язково дорогі. Але ситуацію можна поліпшити. За фізичними й технічними принципами конструкції і керування великопотужні швидкі реактори з рідкометалічним охолодженням значно простіші від LWR та інших теплових реакторів, а крім того, куди ефективніше використовують паливо та енергію. Таким чином, проблема їхнього здешевлення полягає лише у випрацюванні оптимальних технічних рішень. Головною причиною високої вартості першого покоління швидких реакторів було використання в них у якості теплоносія хімічно високоактивного натрію. Для запобігання його контакту з водою і повітрям при нормальній експлуатації та на випадок аварії використовуються триконтурна схема охолодження, страхувальний корпус, численні системи контролювання та захисту парогенераторів, перевантаження палива. Усе це «нагромадження» допоміжного устаткування дуже ускладнює всі технологічні процеси та удорожчує конструкцію. А можливість займання та закипання натрію при аваріях не дозволяло повною мірою реалізовувати властиві швидким реакторам якості безпеки.

Нещодавно у Росії розпочата державна програма «Екологічно чиста енергетика». Її мета — зменшення впливу на навколишнє середовище усіх ланок паливно-енергетичного комплексу. Зокрема, передбачається нарощування екологічно чистого виробництва електроенергії атомними станціями і створення безпечної й економічної моделі АЕС, яка стане базою розвитку ядерної енергетики у великих масштабах.

У рамках програми розробляється проект реактора на швидких нейтронах з охолодженням рідким свинцем. Ця модель називається БРЕСТ (быстрый реактор со свинцовым теплоносителем). Забезпечення безпеки її експлуатації досягається не стільки створенням нових або удосконаленням уже застосовуваних захисних бар'єрів, скільки за рахунок оптимального врахування фундаментальних фізичних та хімічних властивостей ядерного палива, теплоносія й інших компонентів, що дає змогу реалізувати принцип природної безпеки.

У конструктивному плані БРЕСТ істотно відрізняється від експлуатованих нині зразків. Його реакторна установка належить до басейнового типу, коли в шахту з теплоізоляційного бетону заливається свинець, а в нього «вставляються» активна зона, парогенератор, насос та інші системи забезпечення. Циркуляція свинцю в контурі здійснюється за рахунок створюваної насосами різниці рівнів нагрітої та «охолодженої» речовини.

До особливостей БРЕСТа слід віднести і конструкцію його тепловидільних елементів (ТВЕЛів). За традиційною технологією вирівнювання тепловиділення по радіусу реактора досягається за рахунок зміни збагачення у ТВЕЛах, а в БРЕСТі просто застосовуються ТВЕЛи різного діаметру. У якості палива використовується мононітридна композиція уран-плутонію (UN-PuN) та мінорних актиноїдів. Реактор здатний за одну кампанію спалювати до 80 кг як «власних» актиноїдів, так і отриманих із ОЯП теплових АЕС.

Українські реактори нині споживають 2350 т урану (в еквіваленті) на рік. Більша частина українських підтверджених запасів урану є відносно дорогими для видобування. Україна має 86 910 т урану, які вона може видобувати на рівні цін 80 дол./кг або менше. За прогнозами, за існуючих цін на уран українські запаси дозволяють виробляти по 2000 т урану на рік протягом приблизно 43 років. Проте світові ціни на уран мають тенденцію до зростання. Тільки у 2006 р. світова ціна на уран зросла більше ніж удвічі - з 88 дол. за кг до 180−190, а за останні три роки (2004;2006 рр.) — у шість разів.

Упродовж 2007 р. прогнозується зростання ціни на уран у 1,5−2 рази. Зростання цін на уран дає Україні можливість нарощувати видобуток урану з економічною вигодою для країни.

Україна планує до 2015 року повністю забезпечувати свої потреби в урані за рахунок власного видобутку. Для збільшення виробництва урану в країні заплановано освоєння Новокостянтинівського родовища, реконструкція та переоснащення гідрометалургійного виробництва, розвідка та освоєння нових родовищ. Уряд сьогодні оприлюднив плани доведення до 2010 р. видобутку урану до 1,4 тис. т на рік. До розробки українських родовищ виявляють зацікавленість іноземні компанії. Співробітництво з ними можливе, якщо буде розроблено прозорий механізм такої співпраці, а головним пріоритетом її стане дотримання національних інтересів України.

Вторинним джерелом забезпечення ураном може стати переробка відходів уранового виробництва, значні обсяги яких (десятки млн. т) знаходяться на території Дніпропетровської області. Водночас така переробка сприятиме покращенню екологічної ситуації в регіоні.

Таблиця 2.1 Виробництво урану в Україні.

Новим етапом у розвитку атомної енергетики стало використання на АЕС ядерних реакторів на «швидких» нейтронах. В таких реакторах одночасно з утворенням енергії відбувається перетворення урану-238 в плутоній-239, який також використовується як ядерне паливо. Реактори-розмножувачі дозволяють приблизно в 20 разів більше використовувати ядерне паливо, а також можливе використання урану, котрий розщеплений у морській воді, що більш ефективно та економічно.

Сьогодні на основі досліджень стала реальною задача комплексного використання атомних станцій для виробництва електричної та теплової енергії, тобто на базі розміщення атомних електростанцій поблизу міст та промислових об'єктів. Вплив атомної енергетики на природне середовище відносно невеликий: виробництво енергії на АЕС не супроводжується використанням кисню, забрудненням атмосфери СО, SO2, золою, а викиди в атмосферу радіоактивних речовин значно нижчі від встановлених норм, ніж ТЕЦ. Екологічний вплив АЕС дуже великий у «тепловому» відношенні, забрудненні води та підвищенні її температури. Хоч і цей недолік можна використовувати в сільському господарстві, якщо не перевищені норми радіації; їх можна використовувати в тепличних, тепловодних рибних та мікробіологічних господарствах тощо.

Атоменергопромисловий цикл складається з двох окремо територіально розташованих блоків: видобування і збагачення урану в районах його покладів; функціонування АЕС і АТЕЦ в районах споживання їхньої електроенергії.

Можливість розташування АЕС у потрібному районі завдяки абсолютній транспортабельності сприяє розвитку поблизу станцій електроі теплоємних виробництв. Наприклад: виплавлення алюмінію — Запорізька АЕС, алюмінію та нікелю — Кольська АЕС.

Взагалі АЕС розташовують незалежно від паливно-енергетичного фактора та орієнтують на споживачів у районах з напруженим паливно-енергетичним балансом. Оскільки АЕС водоємкі, їх споруджують біля водних джерел. До найбільших експортерів уранових руд належать Канада, Нігерія, Бразилія, Австралія, ПАР та США.

За даними МАГАТЕ, у світі діє 445 реакторів загальною потужністю 220 млн. кВт у 33 країнах. Продовжують будувати нові АЕС Японія, Росія, Франція, США, Німеччина, Корея, Україна.

При нормальному експлуатуванні АЕС дають значно менше шкідливих викидів в атмосферу, ніж ТЕС, які працюють на органічному паливі. Робота АЕС не впливає на вміст кисню і вуглекислого газу в атмосфері, не змінюючи її хімічного складу.

Основний фактор забруднення — радіоактивність. Радіоактивність контуру ядерного реактора обумовлена активністю продуктів корозії і проникнення продуктів поділу в теплоносії. Це стосується майже всіх речовин, які взаємодіють з радіоактивним випромінюванням. Прямий вихід радіоактивних відходів попереджається багатоступеневою системою захисту.

Найбільшу небезпеку становлять аварії АЕС і безконтрольне розповсюдження радіації. Аварія на ЧАЕС призвела до глобальної катастрофи, наслідки якої відомі всім і детально описані в науковій, технічній та популярній літературі.

Друга проблема експлуатації АЕС — теплове забруднення. Основне тепловиділення відбувається в конденсаторах паротурбінних установок. Скид охолоджувальної води ядерних енергетичних установок не виключає їх радіаційного впливу на водне середовище. Використання повітря на АЕС визначається необхідністю розбавлення забруднюючих викидів і забезпечення нормальних умов роботи персоналу.

Важливими особливостями впливу АЕС на довкілля є переробка радіоактивних відходів, також необхідність їх демонтажу і захоронення елементів обладнання.

Скиди в навколишнє середовище забруднюючих речовин з АЕС є незначними. Індивідуальна доза опромінення населення від експлуатації АЕС не перевищує 80 мкЗв/рік, тобто тільки 8% від визначеного нормативно-правовими документами ліміту опромінення населення, що становить 1 мЗв/рік. Реальні величини викидів і скидів радіоактивних речовин АЕС становлять менше 10% від цієї квоти. На цей час колективна доза, яку отримує населення України від виробництва електроенергії на ТЕС, значно більша ніж від виробництва електроенергії на АЕС.

Подальше забезпечення екологічної безпеки АЕС здійснюватиметься шляхом удосконалення систем локального, регіонального та глобального контролю і прогнозу радіаційної обстановки; періодичної переоцінки впливів АЕС на навколишнє середовище; встановлення більш жорстких вимог з радіаційної безпеки.

Досягнутий на АЕС України рівень безпеки відповідає рівню безпеки АЕС того ж покоління в інших країнах. Проте, потенційну можливість підвищення рівня безпеки вітчизняних АЕС не вичерпано.

Першочергові завдання щодо підвищення ядерної і радіаційної безпеки на найближчі 3 — 5 років мають бути спрямовані на забезпечення гарантованого виконання функцій управління ядерною реакцією, тепловідведення з реакторної установки; та утримання радіоактивних матеріалів та радіоактивності у дозволених межах.

Важливою проблемою для українських АЕС є підготовка до зняття з експлуатації, поводження з відпрацьованим ядерним паливом (ВЯП) та радіоактивними відходами (РАВ).

В Україні не розроблена і не реалізована національна стратегія поводження з РАВ. У зв’язку з цим поводження з експлуатаційними РАВ «замикається» на майданчиках АЕС. Питання передачі їх на захоронення не вирішене. Аналіз можливостей проміжного зберігання РАВ у тимчасових сховищах на майданчиках кожної АЕС і можливостей існуючих та створюваних систем поводження з РАВ доводить, що не пізніше 2020 року має бути розпочато відправлення експлуатаційних РАВ на захоронення. Для ЗАЕС необхідно прийняти додаткові рішення щодо проміжного зберігання отверджених відходів РАВ.

До кінця 2008 року першочерговим завданням із поводження з експлуатаційними РАВ АЕС є: модернізація наявних і створення нових технологічних ліній попередньої та глибокої переробки твердих і рідких РАВ на АЕС; розгортання на АЕС робіт з вилучення зі сховищ та перероблення раніше накопичених РАВ; удосконалення систем транспортування РАВ; удосконалення та поповнення контейнерного парку для збору, транспортування та зберігання РАВ.

Необхідно до 2010 року розробити основні технічні рішення системи поводження і довгострокового зберігання високоактивних РАВ та реалізувати першочергові заходи, які забезпечують приймання і поводження з РАВ від переробки ВЯП, що повертаються з Російської Федерації.

Поводження з ВЯП, як і поводження з РАВ, питання безпеки АЕС викликають найбільш пильну увагу громадськості. Для ВЯП АЕС України передбачається реалізувати, так зване «відкладене» рішення — тривале (50 років і більше) зберігання ВЯП з наступним визначенням та ухваленням остаточного рішення щодо його переробки або захоронення.

Необхідно забезпечити: безпечну експлуатацію пристанційного сховища ВЯП «сухого» типу (СВЯП) на Запорізькій АЕС; створення централізованого сховища «сухого» типу (ЦСВЯП) для ВЯП реакторів ВВЕР-440 та ВВЕР-1000 діючих АЕС, а також ВЯП нових ядерних енергоблоків, із введенням його в експлуатацію у 2009 — 2010 рр.; розроблення стратегії та технологій безпечного поводження з ВЯП після завершення періоду його тривалого зберігання.