Темпы развития ядерной энергетики в значительной степени определяются внешними составляющими ЯТЦ, в частности, долговременным хранением ОЯТ и его переработкой. В 2000 г. в России было накоплено около 15 тысяч тонн ОЯТ, а в 2010 г. уже 25 тыс. тонн.
Прогнозы, сделанные в различных странах, показывают, что в ближайшие 20−30 лет ожидается увеличение объемов накопления ОЯТ в мире примерно в 2−3 раза, при этом особенно острой проблемой будет являться хранение ОЯТ реакторов типа РБМК. В связи с этим возникает необходимость в хранилищах большой емкости, удовлетворяющих требованиям ядерной и радиационной безопасности.
Мощность радиохимического завода РТ-1 на ПО «Маяк» составляет 400 тонн в год (по урану). С пуском завода РТ-2 на «Горнохимическом комбинате» к 2030 году суммарная мощность радиохимических заводов составит -2000 т/год. Не смотря на это не более 5% накопленного и не более 15% ежегодно образующегося ОЯТ АЭС направляется на завод по его регенерации.
Хранилища ОЯТ РБМК-1000, ВВЭР-440, -1000, БН-600, ЭГП-6 были спроектированы в 60−70 годах. В последние годы, когда одновременно с фактическим изменением концепции замкнутого топливного цикла изменились требования безопасности, возникла необходимость уплотнения хранения топлива и увеличения вместимости существующих хранилищ. В первую очередь это связано с увеличением ОЯТ реакторов РБМК и ВВЭР, гак как топливо РБМК-1000, ВВЭР-1000, ЭГП-6 не перерабатываются и находятся на хранении «мокрым» способом в промежуточных бассейнах-хранилищах на АЭС, которые близки к заполнению. Для снятия этой проблемы существует необходимость ввода в эксплуатацию дополнительной мощности по долговременному хранению (50 и более лет) ОЯТ.
Еще одна причина повышения вместимости связана с необходимостью иметь резервные места для выгрузки в любой момент аварийной активной зоны или её частей в соответствии с ПНАЭ-Г-14−029−91. Новые требования безопасности потребовали анализа обширного перечня аварийных ситуаций, в том числе и запросктных аварий.
После заметного распада короткоживущих радионуклидов при предварительной выдержке ОЯТ в воде с целью снижения тепловыделения становится целесообразным переход на «сухой» метод хранения ОЯТ.
Именно контроль нейтронно-физических параметров в системах «сухого» хранения ЯМ будет рассмотрен в этом разделе. Также на примере сухого хранилища ОЯТ (СХОЯТ) на ФГУП «Горно-химический комбинат» будут показаны различные схемы загрузок, позволяющие существенно снизить уровни нейтронного излучения в некоторых точках хранилища до предельно допустимых значений.
