Обратная сторона ядерных технологий – образование радиоактивных отходов. В свою очередь, система утилизации РАО, обеспечивающая защиту окружающей среды от их воздействия, также является одним из направлений развития и совершенствования ядерных технологий. В идеале, наверное, даже можно говорить о дальнейшем использовании всех или почти всех РАО – мало ли где и в каком качестве они пригодятся. Но пока это в большей мере научная фантастика. Сегодня же речь идёт именно о мероприятиях защитного характера.
РАО в соответствии с их удельной активностью принято делить на высоко-, средне- и низкоактивные. Доля высокоактивных в общемировом объёме невелика – где-то около 1 %. Но обращение с ними – весьма сложная в инженерном и техническом плане задача. Такие отходы, в основном жидкие, образуются в результате радиохимической переработки отработанного (с точки зрения физики вернее было бы сказать «облучённого») ядерного топлива.
ПОВОД ДЛЯ СОЖАЛЕНИЯ
К сожалению, к высокоактивным РАО в настоящее время относится в большинстве случаев и само ОЯТ. Дело в том, что в атомной энергетике мира господствует открытый ядерный топливный цикл (ЯТЦ) с абсолютным преобладанием реакторов на тепловых нейтронах. И ОЯТ направляется обычно не на переработку с извлечением вновь возвращаемых в технологический процесс урана и плутония, а на хранение и захоронение. В целом сегодня на планете перерабатывается около 40 % ОЯТ, и в нынешних условиях это предел. Выход – в широком внедрении ядерных реакторов на быстрых нейтронах. В противном случае атомная энергетика, эксплуатирующая ресурсы урана-235, просуществует ещё лишь порядка 100 лет. Поэтому крайне важно замкнуть ЯТЦ путём радиохимической переработки ОЯТ с последующим использованием регенерированного урана и смешанного уран-плутониевого топлива.
Основными особенностями обращения с высокоактивными РАО являются:
– необходимость теплоотвода, обусловленного их собственным тепловыделением;
– недопущение самопроизвольной цепной реакции в невыгоревшем топливе облучённых сборок;
– удаление водорода, который образуется в жидких РАО при радиолизе;
– выпаривание жидких РАО с последующим отверждением и иммобилизацией (обездвиживанием) с применением керамики и минералоподобных искусственных сред.
Захоронение высокоактивных РАО после долговременного (десятки лет) хранения в иммобилизированном состоянии должно происходить под землёй – в соляных пластах, глинистых и скальных породах.
Куда проще технологии утилизации средне- и низкоактивных РАО. В этом случае отсутствует надобность в теплоотводе. Жидкие отходы с такими радиологическими параметрами упаривают, сухой остаток битуминизируется. Может применяться и цементирование. Контейнеры захораниваются на специальных полигонах, отвечающих геолого-почвенным и сейсмологическим требованиям обеспечения экологической безопасности.
БОЧКА – ТАБЛЕТКА – БОЧКА
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 эксплуатацию позволил уменьшить объёмы твёрдых радиоактивных отходов на атомной станции в три-четыре раза.
Вообще, сокращение объёмов хранения РАО на атомных станциях – задача сверхактуальная. В целом она решается: для твёрдых, как уже говорилось, – переработкой путём сжигания и прессования, а для жидких – очисткой ионно-селективным методом.
Но, нужно отметить, всё это достаточно консервативные технологии, которые вряд ли имеет смысл проецировать на отдалённую перспективу. Например, отверждённые среднеактивные жидкие РАО содержат радионуклиды, распад которых до природного фона продолжается порядка 300 лет. Будущее, видимо, потребует качественно иных подходов. Конечно, наука и техника не стоят на месте. В принципе, проблема утилизации РАО, длительная радиационная опасность которых обусловлена изотопами-«долгожителями», может быть кардинальным образом решена путём их трансмутации.
Смысл процесса заключается в инициировании ядерных реакций, в результате чего изотопы превращаются в короткоживущие и стабильные. Физика процесса ясна, а вот технология подразумевает вовлечение большого количества нейтронов и пока существует на уровне умозрительных выкладок. Впрочем, первым шагом здесь может оказаться дальнейшее развитие быстрых реакторов, а там, глядишь, и промышленный термояд подоспеет. Для Homo sapiens нет непреодолимых технических проблем. Вопрос только во времени их преодоления.
Константин ЧУПРИН,
«Страна РОСАТОМ»
СПРАВКА
Решение проблемы ВАО в других странах
По данным организаций, занимающихся вопросами закрытия ядерного топливного цикла, геологические хранилища – достаточно эффективный способ изоляции высокоактивных отходов. МАГАТЭ начало в 2008 году реализацию международного проекта по аргументации безопасности геологического захоронения РАО. Отправной точкой для исследований послужил многолетний опыт США, где ещё в 1957 году Национальная академия наук признала концепцию захоронения в геологических формациях перспективным методом локализации ВАО.
Необходимыми критериями для сооружения геологических хранилищ являются определённые природные условия страны, а также согласие общественности, которая должна подтвердить, что считает целесообразным применение именно такой технологии.
В разное время многие ядерные державы на законодательном уровне решили эту проблему. Среди них США, Швеция, Финляндия, Япония, Китай, Бельгия, Индия, Швейцария и др. Например, в Швеции стратегия по завершению ЯТЦ сформировалась в конце 1970-х годов. Концепция конечного захоронения включает в себя капсулирование ОЯТ в медные контейнеры-канистры и их помещение в бентонитовую глину в вертикальные скважины, которые проложены в кристаллическом скальном основании на глубине 500 м.
В Финляндии в 2001 году парламент поддержал проект сооружения на площадке Олкилуото хранилища мощностью до 4 тыс. т. В Японии по закону остеклованные ВАО должны быть помещены в геологическое хранилище на глубину более 300 м. Национальная программа по обращению с ВАО включает в себя НИОКР, содержание могильника мощностью 40 тыс. канистр остеклованных ВАО, управление и налоги.
В Швейцарии реализуется трёхфазная стратегия по сооружению ГХ на севере страны. Хранилище рассчитано на 660 канистр высокоактивных отходов и 1,2 тыс. канистр ОЯТ.
В Чехии в 1998 году было отобрано восемь потенциальных площадок для геологического хранилища, окончательное решение по строительству планируется принять к 2025 году.
В Германии в настоящее время ведутся дискуссии вокруг площадки для постоянного хранения РАО. Активные протесты заявляют жители деревни Горлебен региона Вендланд, места, вплоть до 1990 года казавшегося идеальным для этих целей благодаря своей близости к границам бывшей Германской Демократической Республики. Сейчас РАО находятся в Горлебене на временном хранении, решение о пункте их окончательного захоронения пока не принято.
СПРАВКА 2
В мире накоплено свыше 300 тыс. т ОЯТ, которое, по сути, является ценным сырьём для атомной энергетики будущего, основывающейся на замкнутом ядерном топливном цикле. Промышленную переработку ОЯТ освоили Великобритания, Франция, Япония и Индия.
В России на заводе РТ-1 в Челябинской области перерабатывается ОЯТ ядерных энергетических реакторов ВВЭР-440 (водо-водяных) и БН-600 (на быстрых нейтронах), а также исследовательских и судовых установок. На заводе РТ-2 в Красноярском крае хранится ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, а ОЯТ уран-графитовых энергетических реакторов типа РБМК держат на площадках АЭС, которые их эксплуатируют.