Ученые Томской области планируют создать первый в мире комплекс для переработки отработавшего в ядерных реакторах графита посредством его нагревания в низкотемпературной плазме; разрабатываемая технология позволит значительно сократить расходы на вывод из эксплуатации энергетических уран-графитовых ядерных реакторов, сообщил РИА Новости аспирант Томского политехнического университета (ТПУ) и инженер-физик АО "ОДЦ УГР" Евгений Беспала.
Графит в качестве замедлителя нейтронов использовался как в реакторах-наработчиках оружейного плутония, так и в реакторах атомных энергоблоков первых поколений в разных странах мира. Создание эффективных технологий обращения с облученным в реакторах и потому радиоактивным графитом — одна из ключевых задач, которую надо решить, чтобы выводить из эксплуатации атомные энергоблоки.
В 2015 году в ЗАТО Северск (Томская область) на площадке "Опытно-демонстрационного центра вывода из эксплуатации ядерных реакторов" (ОДЦ УГР) госкорпорации "Росатом" был окончательно захоронен первый российский двухцелевой промышленный уран-графитовый реактор ЭИ-2. Он работал в 1958–1990 годах и нарабатывал оружейный плутоний, а также давал тепло для получения электроэнергии. На месте реактора был создан первый в мире пункт долговременной консервации особых радиоактивных отходов (РАО).
Как сообщили РИА Новости в ОДЦ УГР, способ вывода из эксплуатации путем захоронения на месте является экономически эффективным для промышленных уран-графитовых реакторов, которые применялись для наработки оружейного плутония и отнесены к ядерному наследию. Но этот метод не подходит для захоронения других типов энергетических реакторов, ранее действовавших и работающих сейчас на Ленинградской, Курской, Смоленской, Белоярской, Билибинской АЭС. Для энергетических реакторов принята концепция "ликвидация": полное извлечение графита из реакторов и его переработка с целью снижения затрат на последующее глубинное захоронение в специальном пункте.
"Стоимость захоронения графитовых РАО зависит от их активности и массы. На один реактор приходится несколько тысяч тонн ядерного графита. И если захоранивать их без переработки, то это приведет к существенным затратам, которые оцениваются в несколько миллиардов рублей на один реактор. Если снизить активность радионуклидов с помощью нашего комплекса, то класс РАО снизится за счет селективного выделения долгоживущих радионуклидов",
— рассказал Беспала.
Разработкой аппаратного комплекса занимаются ученые ОДЦ УГР и ТПУ. Они предложили нагревать облученный реакторный графит в низкотемпературной плазме более чем до трех тысяч градусов Цельсия. После этого происходит испарение и ступенчатое осаждение реакторного графита. На данный способ получен патент на изобретение.
Проект предполагает несколько этапов: исследование свойств облученного графита, разработка самой установки на базе высокочастотного плазматрона, оптимизация установки и отработка технологии на смесях стабильных изотопов, апробация плазменного аппаратного комплекса на радиоактивных смесях изотопов.
По словам руководителя группы НИОКР ОДЦ УГР Александра Павлюка, проблемой обращения с графитовыми РАО занимаются ведущие организации практически во всем мире. В последнее время исследования в этой области актуализировались в связи со скорым окончанием срока эксплуатации российских и зарубежных энергетических уран-графитовых реакторов. ОДЦ УГР было специально создано Росатомом для решения проблем обращения с облученным графитом при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов на всей территории РФ.