Отработанное (облученное) ядерное топливо (ОЯТ) представляет собой важную мировую проблему. Если говорить о нашей стране, то из реакторов АЭС ежегодно выгружают около 650 тонн радиоактивных отходов, причем бóльшая часть из них подлежат захоронению и лишь 15% перерабатываются. Ученые из Санкт-Петербурга создали уникальную технологию переработки ОЯТ и дезактивации энергетических ядерных установок, в том числе облученного реакторного графита, ставшего глобальным камнем преткновения для развития ядерной энергетики во всем мире. Подробнее об этом – в интервью с руководительницей исследования кандидатом физико-математических наук Анной Станиславовной Петровской.
― В чем заключается главная сложность переработки отработанного ядерного топлива?
― Замыкание ядерного топливного цикла ― это по-прежнему одна из самых актуальных задач ядерной энергетики во всем мире. Есть несколько аспектов, усложняющих ситуацию. В их числе ― огромное количество отработанного ядерного топлива, накопленного за весь период эксплуатации реакторов: сотни тысяч тонн ОЯТ по всему миру и около 25 тыс. т в России. Существующие технологии переработки ОЯТ недостаточно эффективны. Так, например, наиболее распространенный радиохимический подход приводит к образованию огромного количества вторичных жидких радиоактивных отходов, при этом любая радиохимическая технология подразумевает сложный многостадийный процесс, ведь компоненты ОЯТ содержат около 40 различных химических элементов, которые необходимо разделить. Это очень непростая задача. Прежде всего необходимо отделить уран и плутоний от того «хвоста», который образуется при работе непосредственно в топливе. Поскольку этих элементов, как я уже сказала, достаточно много, то для каждого из них нужно обеспечить протекание отдельной химической реакции, а значит, требуются большие и сложные установки, и вся эта химия осуществляется в условиях сильнейшей радиации. Все это увеличивает затраты на технологический процесс как по времени (в том числе по времени, необходимому для внедрения в промышленность), так и по объему. Но самое главное ― это образование больших объемов жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Возникает глобальная проблема: что делать с их хранением и дальнейшей переработкой?
― Захоронение не решает эту проблему?
― Нет. Захоронение любых радиоактивных отходов (неважно, глубинное оно или поверхностное) можно назвать проблемой, отложенной на потом. Чтобы решить сложную задачу переработки ОЯТ и замыкания ядерного топливного цикла, необходимо прежде всего найти новые эффективные подходы. В мире развиваются различные способы ее решения. Мы, в свою очередь, предложили уникальную ионно-плазменную ионно-термическую технологию переработки ОЯТ, свободную от образования жидких радиоактивных отходов: для этого мы атомизуем таблетку ОЯТ или ее фрагменты в атмосфере инертного газа с помощью укороченного плазменного разряда, а потом разделяем атомы по различию в температуре конденсации.
― По сути, разбираете отработанное топливо на мельчайшие составляющие?
― Да. Эта атомизация осуществляется в разряде за счет двух процессов: ионного и термического распылений. Далее в специальной диффузионной разделительной трубе происходит разделение по элементному составу топлива за счет дифференциации по температурам насыщенных паров. Эффективность разделения химических элементов, в частности урана и плутония, при этом составляет не менее 99%.
― Что происходит после разделения химических элементов? Можно ли использовать их повторно?
― Эффективное разделение элементов позволяет перенести делящиеся элементы уран и плутоний в новое топливо и повторно использовать их. Другие, наиболее радиоактивные компоненты, выделенные из ОЯТ, можно направить на повторное «дожигание» в реакторы на быстрых нейтронах, превращая их в стабильные или короткоживущие изотопы, таким образом снижая общее количество радиоактивных элементов, возникающих от ядерной энергетики. Кроме того, важно, что в таких разделенных остатках ОЯТ могут содержаться разные полезные изотопы, например стронций-90 ― бета-излучатель, который можно использовать для фабрикации бета-вольтаических батарей. Это, кстати, непосредственно относится к еще одному из наших научных направлений: мы занимаемся разработкой новых источников «вечной» энергии. Бета-вольтаические источники, как правило, производят на основе полупроводников, которые, к сожалению, деградируют под воздействием радиационного излучения. Мы же предлагаем новую бета-вольтаическую батарею, основанную на принципе термоэмиссионного преобразователя: в нашей технологии полупроводники не используются, там нужен катод, снабженный слоем из бета-излучателя, например уже упомянутого стронция-90. Итак, разделив ОЯТ, мы можем осадить стронций-90 в твердом виде на отдельной металлической подложке, чтобы использовать его как ключевой элемент для бета-вольтаической батареи.
― А почему, когда говорят о таких батареях, слово «вечные» обычно пишут в кавычках? Какой у них все-таки срок службы?
― Действительно, срок их «вечности» зависит от периода полураспада. Обычно, говоря «вечный», подразумевают, что срок службы таких изделий в тысячи раз превосходит существующие аналоги. Период полураспада стронция-90 составляет около 30 лет, это значит, что примерно столько лет и прослужит бета-вольтаическая батарея на его основе. Если же говорить о технологии, основанной не на полупроводниках, а на аналоге с термоэмиссионным преобразователем с вакуумным зазором, которую предлагаем мы, то срок службы таких батарей, например на углероде-14, может исчисляться тысячами лет (5 тыс. лет и дольше), поэтому их и называют «вечными».
― Где можно использовать такие батареи?
― Например, в кардиостимуляторах. Чтобы не проводить пациенту операцию несколько раз, в кардиостимулятор внедряется такой «вечный» источник энергии, и на этом проблема решена. Кроме того, сейчас начинается век «вживляемой» электроники: нейроинтерфейсы для взаимодействия человека с исполнительной робототехникой, электронные трансляторы нервных импульсов для парализованных людей и т.п. Помимо этого, такие батареи можно использовать в космической промышленности — в тех областях, где сложно заменить источники энергии. Я думаю, это ноу-хау способно найти свое применение и в наших гаджетах.
― Вернемся к вопросу отработанного ядерного топлива. Какой процент в нашей стране хоронится, а какой ― перерабатывается?
― Согласно последним данным, перерабатывается лишь около 15% из всего ОЯТ, что извлекается в нашей стране из ядерных энергетических реакторов. Повысить эффективность переработки можно, используя новые подходы, в частности нашу ионно-термическую технологию, позволяющую сделать все экономически выгодно в одной-единственной установке и избавиться от образования вторичных жидких радиоактивных отходов.
― В остальном мире так же, как и в России, процент ОЯТ, которое перерабатывается, тоже невелик?
― Насколько мне известно, да. Например, в Америке не перерабатывают ОЯТ, а хранят его, поскольку со старыми технологиями для них это пока представляется наиболее экономически целесообразным. Однако проблема замыкания ядерного цикла ― общемировая: природный уран-235, по данным МАГАТЭ, закончится через 40–80 лет, а без эффективной переработки ОЯТ замкнуть топливный цикл, очевидно, невозможно. Проблему пытаются решить с помощью так называемых реакторов на быстрых нейтронах, и у России в этой области есть технологический приоритет.
― Уже удалось замкнуть цикл?
― Работы в этом направлении в нашей стране ведутся. Построены прототипы энергетических реакторов на быстрых нейтронах, испытаны новые виды МОКС- и СНУП-топлива. Но для того чтобы замкнуть этот топливный цикл, даже используя реакторы на быстрых нейтронах, необходима эффективная технология переработки ОЯТ, поскольку даже в отработанном топливе таких реакторов все равно содержится огромная доля (более 20%) нужных делящихся топливных элементов: урана и плутония. В отсутствие переработки ОЯТ, если уран с плутонием не будут выделены и повторно использованы (например, в существующих энергетических реакторах уже на тепловых нейтронах, которым достаточно 5% топлива), все замыкание топливного цикла полностью развалится, так как после «быстрых» реакторов из игры выходит слишком много (20%) нужных топливных урана и плутония. Поиск эффективной технологии переработки ОЯТ просто неизбежен. На Западе сегодня не работают над реакторами на быстрых нейтронах: они их испытали, убедились, что все функционирует, и закрыли, поскольку эти реакторы требуют для начала обогащенного 30-процентного ядерного топлива (очень дорогого, по меркам Запада, по сравнению с пятипроцентным топливом для обычных энергетических реакторов на тепловых нейтронах). Стоимость электроэнергии от быстрых реакторов получилась бы просто баснословной. И все это из-за отсутствия экономически эффективной переработки ОЯТ, потому что без переработки после первой же перезагрузки топлива в быстром реакторе вы отправляете высокоценное 20-процентное топливо в отвал. В России работают два реактора на быстрых нейтронах: БН-600 и БН-800, расположенные на Белоярской АЭС, — а также ведется строительство новых: БР-1200 и БРЕСТ. Но проблема переработки ОЯТ и всего, что с ней связано, никуда не делась.
― Сколько раз нужно замкнуть ядерный топливный цикл, чтобы он считался замкнутым? Достаточно одного раза или нужно больше?
― В идеале ― очень много раз, фактически до бесконечности. Чем больше ОЯТ мы сможем переработать и чем больше нового топлива создать, тем лучше. Идеальное полное замыкание ядерного топливного цикла ― это фабрикация топлива, выжигание в быстром реакторе с коэффициентом размножения топлива порядка единицы и последующая переработка (а потом и создание повторно нового топлива). Но даже с коэффициентом размножения топлива меньше единицы в топливный цикл будет вовлечено значительное количество неделящегося изотопа урана-238 и будет достигнута значительная экономия природного урана.
― Ваша технология переработки ОЯТ имеет аналоги в мире?
― Нет, она уникальна. Да, есть плазменная центрифуга, которая позволяет разделить элементы с разностью в удвоенную массу, но это, по сути, разделение ОЯТ на две фракции, тяжелую и легкую. Мы же можем разделить каждый элемент! При этом предлагаемая нами технология достаточно дешевая: операционные затраты оцениваются в $20 за 1 кг топли
― Помимо технологии переработки ОЯТ, вы еще занимаетесь проблемой дезактивации ядерных энергетических установок?
― Да, изначально мы применяли укороченный разряд в инертном газе (ту самую ионно-плазменную технологию) как раз для разработки методов дезактивации облученного реакторного графита и металлоконструкции ядерных реакторов. Это также одна из ключевых проблем ядерной энергетики, а в случае с облученным графитом это вообще глобальная мировая проблема. В 2024 г. я была приглашена в Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ), где выступила с докладом о нашей технологии дезактивации реакторного графита. Патент на нее был получен нами совместно с концерном «Росэнергоатом» и ГК «Росатом».
― Если говорить о России, то много ли у нас этого облученного графита, от которого необходимо избавиться?
― Да, достаточно много. Эта проблема в нашей стране обусловлена в первую очередь выводом из эксплуатации ректоров РБМК (серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в СССР. ― Примеч. ред.): это 11 энергоблоков, в каждом из которых объем облученного графита составляет около 2 тыс. т. Реактор Чернобыльской АЭС, на котором произошла авария в 1986 г., тоже относится к такому классу реакторов большой мощности канальных (РБМК). Четыре реактора подобного типа находятся у нас под Санкт-Петербургом, в г. Сосновый Бор. Два энергоблока уже остановлены, и сейчас начался их вывод из эксплуатации, который по существующим планам должен растянуться на 25 или более лет. Проблема дезактивации графита в мире до сих пор не решена, поэтому ввиду отсутствия эффективной технологии рассматриваются различные варианты его захоронения. Но надежно захоронить 22 тыс. т облученного графита, имеющегося на территории России, ― очень большая проблема.
― Какие обязательства перед международным сообществом несет Россия, будучи членом МАГАТЭ?
― В сотрудничестве с МАГАТЭ Россия выполняет огромное количество функций и решает большой круг вопросов, связанных с безопасностью ядерных энергетических установок и с нераспространением ядерной энергетики на военное направление, а также с рынком изотопов и строительством новых атомных электростанций. Международные тренды таковы, что сегодня уже на этапе строительства атомных электростанций закладываются технологии по их выводу из эксплуатации. Наличие совместного с ГК «Росатом» патента на такую технологию, да и вообще наличие патентов на такие технологии ― это очень существенно, потому что защищает технологический приоритет Российской Федерации и позволяет включать эти уникальные технологии в соответствующий портфель при строительстве энергоблоков. Зарубежные заказчики АЭС, которые Россия строит или планирует, конечно, очень чувствительны к проблеме радиоактивных отходов и высоко оценят наши конкурентные преимущества с появлением новых эффективных российских технологий для решения этой проблемы. Добавлю еще, что применение нашей технологии дезактивации может быть полезно также для ликвидации последствий аварии на АЭС «Фукусима-1», где образовалось огромное количество радиоактивных металлоконструкций и различных поверхностных загрязнений, нуждающихся в дезактивации. Существующие технологии мало чем могут помочь в этом случае, так как у японских реакторов расплавленный уран прожег дно первого и второго контуров и применить жидкостные технологии невозможно. Для нашей технологии это, как вы понимаете, не проблема, и Россия могла бы оказать помощь, которую, возможно, японский народ оценил бы по достоинству.