Статья подготовлена специально для 57 номера издаваемого «Беллоной» журнала «Экология и право».

ОЯТ – системная проблема

Отработавшие тепловыделяющие сборки представляют собой высокорадиоактивную смесь конструкционных и ядерных материалов, насыщенных продуктами деления, которые образовались в процессе работы ядерного реактора. В ОЯТ содержится до 98% общей радиоактивности, которая сосредоточена во всех продуктах ядерного топливного цикла.

Извлеченное из реакторов отработавшее ядерное топливо размещается на временное хранение в хранилищах бассейнового типа, где сборки выдерживаются под водой не менее трех-пяти лет. За это время понижаются остаточные тепловыделения и распадаются короткоживущие продукты деления, в результате чего ОЯТ становится менее радиоактивным. Но и после этого периода ОЯТ представляет огромную опасность для людей и окружающей среды в течение многих сотен лет.

Способов абсолютно безопасной утилизации или долговременного хранения ОЯТ атомная отрасль за шесть десятков лет развития пока что не нашла. Разрабатываемые в различных странах варианты долговременной – на срок более 100 лет – изоляции в подземных геологических хранилищах пока не дают экспертам полной уверенности в отношении безопасности. Применяя ряд различных технологий, атомные предприятия таких стран, как Франция, Великобритания, Япония, Россия, способны сегодня извлечь из части отработавшего топлива не выгоревшие в реакторе делящиеся материалы для использования их в дальнейшем. Но процесс переработки ОЯТ связан с высокими финансовыми и экологическими затратами, среди которых – сопутствующее переработке образование больших объемов радиоактивных отходов, которые тоже требуют безопасного обращения и долговременного хранения.

Накопление продолжается

В настоящий момент в России используют открытый топливный цикл, при котором основная часть ОЯТ хранится в бассейнах выдержки («мокрых» хранилищах) на площадках АЭС, в хранилище Производственного объединения (ПО) «Маяк» в Озёрске (Челябинская область), в «мокром» и «сухом» хранилищах Горно-химического комбината (ГХК) в Железногорске (Красноярский край) и на некоторых других объектах.

Небольшая часть ОЯТ, после охлаждения в бассейнах выдержки, перерабатывается на ПО «Маяк».

ПO «Маяк» остается важным звеном в системе обращения с ОЯТ в России. Сюда поступает ОЯТ некоторых гражданских реакторов, работающих на АЭС, а также судовых и корабельных атомных установок. Из общего объема ежегодно производимого в России ОЯТ – 650 тонн – сейчас на заводе РТ-1 ПО «Маяк» перерабатывается 80-100 тонн ОЯТ реакторов ВВЭР-440, БН-600 и транспортных реакторов. Кроме этого, перерабатывают небольшое количество некондиционного топлива – т. е. топлива, обращение с которым требует индивидуальных технологических решений. Таким топливом могут быть «штучные» ОТВС, не выпускавшиеся в промышленном масштабе, или ОТВС, подвергшиеся каким-либо повреждениям в результате аварий при работе в реакторе, извлечении или хранении.

В хранилищах завода РТ-1 находится около 500 тонн ОЯТ из различных реакторов. Но возможности предприятия в отношении переработки некондиционного топлива достаточно ограничены. Поэтому в рамках Федеральной целевой программы (ФЦП) «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016-2020 годы и на период до 2030 года» рассматривается вариант реконструкции РТ-1 в целях расширения возможностей завода для переработки ОЯТ ядерных установок оборонного значения, негерметичного топлива РБМК, исследовательских реакторов, а также топлива АМБ (двух реакторов, работавших на Белоярской АЭС).

Планируются и другие меры – такие как расширение существующих, строительство новых хранилищ и перерабатывающих мощностей для ОЯТ, а также строительство объектов подземной изоляции высокоактивных РАО, образующихся в результате переработки ОЯТ.

Несмотря на решение отдельных проблем (например, строительство разделочных участков ОЯТ реакторов РБМК-1000), вопрос накопления ОЯТ остается основным и актуальным на сегодняшний день. Новые объемы отработавшего топлива продолжают поступать, и пока что до конца не ясно, что делать с этой проблемой дальше. Все хранилища, которые используются сегодня для ОЯТ, являются временными (максимум до 100 лет). Долговременного решения этой проблемы не существует.

Росатом ищет стратегическое решение

В ноябре 2011 года правление ГК «Росатом» приняло «Основные положения «Стратегии развития заключительной стадии жизненного цикла объектов и материалов использования атомной энергии (Бэкенд) до 2030 года». В документе подчеркивалось, что окончательная утилизация ОЯТ требует развития инфраструктуры и неразрывно связана с вопросом выбора топливного цикла. Также отмечалось, что до 2011 года в рамках всей атомной отрасли РФ, во-первых, не сложилось единого мнения относительно типа будущего ядерного топливного цикла, во-вторых, не существует нормативно-правовой базы в части обращения с отработавшим ядерным топливом и, в-третьих, не сформированы механизмы финансово-экономического взаимодействия между организациями, задействованными в функционировании топливного цикла. Кроме того не закреплена ответственность наработчиков ОЯТ.

В документе декларировалось четыре альтернативы выбора типа ядерного топливного цикла – «Комбинированный (закрытый ЯТЦ быстрых реакторов (БР) и реакторов на тепловых нейтронах (РТН))», «Замыкание на МОКС РТН», «Сжигание плутония в МОКС-топливе РТН и БР» и «Долгосрочное хранение/захоронение». (Подробнее о предлагавшихся в документе вариантах топливного цикла можно прочесть в докладе «Ядерные делящиеся материалы», выпущенном «Беллоной» в 2012 году).

Все эти альтернативы в той или иной степени были призваны продвинуть решение проблемы накопления ОЯТ – либо путем частичной переработки или хранения и захоронения в существующем открытом топливном цикле, либо путем выбора одного из вариантов закрытого цикла, при котором из ОЯТ извлекались бы регенерированный уран и энергетический плутоний.

Судя по наращиванию усилий по проектам «Прорыв» и строительству быстрых реакторов БН-800 и БН-1200 на Белоярской АЭС, предпочтение сегодня отдается первому типу ЯТЦ, т. е. комбинированному закрытому ЯТЦ БР и РТН. Такой цикл включал бы в себя переработку ОЯТ РТН, фабрикацию первых загрузок МОКС-топлива для БР, переработку ОЯТ БР и фабрикацию следующих загрузок топлива БР из продуктов переработки. Иными словами, ОЯТ российских тепловых реакторов служил бы тогда не отходом, а материалом для свежих топливных загрузок быстрых реакторов.

Если рассматривать этот вариант в деталях, то для его реализации потребуется развивать существующую переработку ОЯТ вне атомных электростанций, а также построить пристанционный ЯТЦ наподобие того, какой рассматривается в проекте «Прорыв». В этом случае многое будет зависеть от результатов внедрения более современной технологии переработки на Опытно-демонстрационном центре (ОДЦ), который создается сегодня на площадке ГХК в Красноярском крае, ну и, конечно, от того, как будет продвигаться сам проект «Прорыв».

Впрочем, в проекте «Прорыв», само название которого говорит об амбициозной попытке осуществить «прорыв» в будущее без ядерных отходов, очень много важных проблем пока остаются нерешенными. Проект еще очень далек от воплощения, и, о том, какие результаты будут достигнуты при его реализации, в ближайшие пять-десять лет говорить бессмысленно.

Перспективы технологий Опытно-демонстрационного центра

Создание Опытно-демонстрационного центра финансируется через ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года». Как будет происходить финансирование ОДЦ после 2015 года, пока не определено, но, по всей видимости, через следующую ФЦП по ядерной и радиационной безопасности, рассчитанную на 2016-2020 годы, – если эта программа сохранится. Предполагается, что на основе ОДЦ будет достроен железногорский завод РТ-2 для полномасштабной переработки ОЯТ с производительностью от 1,5 тыс. тонн ОЯТ в год, а первая очередь, мощностью 100 тонн в год, будет введена в эксплуатацию в 2017 году.

На ОДЦ будут перерабатывать ОЯТ только тепловых реакторов. По планам, проектная производительность ОДЦ составит 250 тонн в год отработавшего топлива ВВЭР-1000. Это количество приблизительно эквивалентно 20,5 X 10⁶ ТБк в год гамма- и бета-радиоактивности и 1,3 X 10⁵ ТБк в год альфа-радиоактивности.

В 2015 году на этом объекте должны сделать первый шаг – ввести в эксплуатацию пусковой комплекс исследовательских горячих камер. Радиационно-защитные исследовательские горячие камеры предназначены для испытания оборудования и исследования методов управления процессами переработки ОЯТ без контакта персонала с радиационно-опасными материалами.

Для ОДЦ была разработана базовая технология – так называемый «упрощенный Пьюрекс-процесс» (от англ. Plutonium and Uranium Recovery by EXtraction, PUREX). Пьюрекс-процесс – это водно-экстракционный метод переработки ОЯТ, при котором после растворения ТВЭЛов в азотной кислоте для удаления оболочек полученный раствор нитратов урана, плутония и продуктов деления подвергают действию растворителей-экстрагентов для отделения урана и плутония от основной массы продуктов деления. При следующем цикле экстракции уран и плутоний отделяют от продуктов деления, нептуния и друг от друга, после чего уран и плутоний готовят для дальнейшего использования в свежем топливе.

Упрощенный Пьюрекс-процесс, по сравнению с традиционным, предполагает большое количество термохимических (сухих) операций в начале процесса, в частности при предварительной фрагментации ОТВС, что должно упростить последующие водные.

Идеологи и разработчики этой технологии декларируют, что ее применение позволит прекратить сбросы и выбросы жидких и газообразных радиоактивных отходов в окружающую среду, а радионуклиды, выделяемые при переработке ОЯТ на ОДЦ, будут иммобилизованы в твердые матрицы или остеклованы. Одним из главных заявленных преимуществ разрабатываемой для ОДЦ технологии является безопасное улавливание и утилизация содержащегося в ОЯТ трития. Тритий – радиоактивный изотоп водорода с периодом полураспада 12,3 года – является чистым бета-излучателем, и попадание его в любой форме в организм представляет потенциальную опасность. Тритий предполагают удалять из топлива на стадии волоксидации – или предварительного окисления топлива еще перед растворением, что должно помочь обеспечить замкнутый водооборот во время переработки и, таким образом, сократить объем жидких РАО. Это та проблема, с которой не могут пока справиться французы, сбрасывающие в океан большое количество образующихся при переработке ОЯТ тритий-содержащих низкоактивных отходов (примерно 12 тыс. ТБк в год).

Что будет с РАО?

Схема обращения с радиоактивными отходами в технологии, планируемой для применения на ОДЦ, выглядит следующим образом.

Жидкие высокоактивные РАО иммобилизуются в матрицу из боросиликатного стекла (стекла повышенной прочности и химической стойкости), которая герметизируется сваркой в нержавеющих бидонах, помещаемых на временное хранение. Хранилище ОДЦ рассчитано на 1850 таких бидонов. После выдержки бидоны будут переданы Национальному оператору по обращению с радиоактивными отходами (НО РАО) для размещения в пункте захоронения радиоактивных отходов.

Жидкие среднеактивные РАО, которые будут образовываться от упаривания нетехнологических и трапных жидких РАО, – т. е. радиоактивных стоков, образующихся не в ходе непосредственно производственных процессов, но в результате, например, дезактивации помещений и оборудования – намерены переводить в цементный камень (твердый материал, получаемый из цемента), герметизировать в контейнерах и размещать на временной площадке. Хранилище цементированных среднеактивных РАО будет рассчитано на 6000 контейнеров.

Твердые РАО, которые будут образовываться при нетехнологических операциях, планируют сортировать по группам радио­активной загрязненности и размещать на долговременное хранение на отдельной площадке, а затем также передавать НО РАО на окончательную изоляцию.

Сегодня именно большие объемы жидких РАО, нерешенные проблемы с тритием и большое количество образующихся при переработке и не используемых в дальнейшем продуктов деления составляют основные экологические и экономические проблемы процесса переработки ОЯТ на ПО «Маяк». При применяемых в настоящее время технологиях переработки часть выделяемого трития оказывается в жидких РАО, некоторое количество – дополнительно в газо­образных отходах. До сих пор не существовало надежной системы улавливания трития, поэтому значительное его количество попадало в окружающую среду.

Впрочем, освоение новых технологий на ОДЦ, как и реконструкция РТ-1 и замыкание топливного цикла, – все это планы на не очень скорое будущее.

Концепция законодательного обеспечения обращения с ОЯТ

В 2011 году была также обнародована «Программа создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на 2011-2020 годы и на период до 2030 года», в которой планировалось до 2015 года создать нормативно-правовую базу для обращения с ОЯТ.

До 2015 года планировали принять Федеральный закон «Об обращении с ОЯТ» и первоочередные нормативные правовые акты. Однако после длительных дискуссий и размышлений было принято решение закон не принимать. Правильно это или нет – однозначно сказать сложно.

Предполагали, что закон об ОЯТ будет разрабатываться по аналогии и подобию закона об обращении с радиоактивными отходами, принятого летом 2011 года. Однако полная аналогия этих двух законов невозможна хотя бы в силу различных концепций по обращению, которые приняты для ОЯТ и РАО. Например, помимо отличий в физических и химических свойствах и характеристиках этих двух категорий отходов отрасли, ОЯТ трактуется российской атомной отраслью как ресурс, содержащий потенциально извлекаемые и пригодные для дальнейшего использования делящиеся материалы, в то время как РАО признается отходом как таковым и подлежит утилизации. В связи с этим возникают вопросы, например, правового регулирования взаимоотношений организаций, задействованных в топливном цикле. Кроме этого, как показал опыт реализации закона об обращении с РАО, закон об ОЯТ потребует принятия многих подзаконных актов и корректировки других законов. И, наконец, новый закон должен соответствовать технологическим возможностям обращения с ОЯТ. Насколько будут успешными технологии ОДЦ и стратегии закрытого ЯТЦ, в ближайшее время никто сказать не сможет. Поэтому прописать такой закон под технологию сегодня в любом случае не получается.

Однако такая область, как обращение с отработавшим ядерным топливом, функционировать без нормативной базы не может. Поэтому в настоящее время принято решение поэтапного внесения изменений в законодательство, касающееся обращения с ОЯТ.

Эту работу планируют осуществлять в два этапа. На первом этапе в действующие законы будут внесены базовые определения, в первую очередь – понятие «отработавшее ядерное топливо». Это позволит установить предмет регулирования и степень реализации регулирования в законодательной базе Российской Федерации.

На втором этапе планируется привести в соответствие со вновь вводимыми формулировками правовые акты и, при необходимости, актуализировать отдельные нормы законодательства. В первую очередь это будет касаться процедур финансирования процесса обращения с ОЯТ и законодательного оформления межправительственных соглашений, касающихся возврата ОЯТ российского происхождения из-за рубежа, а также связанных с ним специальных экологических программ.

Выход… куда?

Таким образом, сегодня можно с большой уверенностью сказать, что тот стратегический путь бэкенда в части обращения с ОЯТ, по которому движется Россия, направлен на поддержание усилий для замыкания ядерного топливного цикла по схеме закрытого ЯТЦ БР и РТН.

Большие надежды для решения этой стратегической задачи возлагаются на успех технологии, внедряемой на ОДЦ. Если технологии ОДЦ действительно будут внедрены, то продукты переработки ОЯТ ВВЭР-1000 в первую очередь будут использованы для фабрикации МОКС-топлива для БН-800 и БН-1200. Также, вероятнее всего, будут предприняты усилия для доработки активных зон реакторов на тепловых нейтронах с намерением использовать в них МОКС-топливо – по аналогии с тем, как это делают французы. У реактора «БРЕСТ», разрабатываемого в рамках проекта «Прорыв», – если он будет когда-нибудь создан – будет свой собственный замкнутый топливный цикл, которому ни ОДЦ, ни завод РТ-2 практически не понадобятся.

Что касается законодательного обеспечения стратегического пути бэкенда в части обращения с ОЯТ, то здесь решили выполнить минимальную задачу с минимальными затратами. Решили не принимать новый закон и не создавать новую систему и структуру наподобие тех, что создали для обращения с РАО. Возможно, на данном этапе такое решение обоснованно.

Подводя итог, можно сделать некоторые выводы и допущения относительно целей, намерений и результатов выбранного стратегического пути обращения с ОЯТ в России.

Стратегический путь выбирался Гос­корпорацией «Росатом» исходя из намерений решить (или сохранить за собой в качестве основных направлений работы) следующие задачи:

– надежно обеспечить на будущее ядерно-оружейную компоненту армии ядерными материалами (в частности, плутонием);

– под технологии, описанные выше, получать постоянное, непрерывное финансирование из бюджета, поскольку решаемые этими технологиями задачи лежат в области национальной безопасности;

– обеспечить занятость людей, работающих в области ядерно-оружейного комплекса и быстрых реакторов и прикладной к этим областям науки;

– продолжить поиски новых технологий обращения с ОЯТ и, при получении положительных результатов, пытаться выйти с этими технологиями на международный рынок.

Из-за большой неясности во многих составляющих экономика этой стратегии, как «Беллона» уже писала в различных аналитических материалах, остается, по меньшей мере, под вопросом, и, вероятно, окажется отрицательной.

Что касается экологической составляющей, то при реализации разрабатываемых в рамках стратегии проектов обеспечить абсолютную и надежную защиту окружающей среды и здоровья людей будет практически невозможно, поскольку угроза всегда будет исходить от основного материала – отработавшего ядерного топлива, с которым все эти проекты будут связаны. Например, никуда не исчезнут требования по безопасности в отношении временного хранения и транспортировки ОЯТ. Вопросы безопасности будут стараться решать в каждом отдельном случае и, возможно, предлагаемые технологии (например, на ОДЦ) будут намного более продвинутыми в плане сокращения наработки РАО. Но до нулевого уровня наработку радиоактивных отходов никогда довести не удастся, и свидетельство тому – заявленные способы иммобилизации (и планы по дальнейшей изоляции) жидких и твердых РАО на ОДЦ. Кроме того, всегда необходимо помнить, что чем сложнее технологии, тем больше вероятность возникновения нештатных ситуаций с тяжелыми последствиями.

И, наконец, принимая данную стратегию, не следует быть абсолютно уверенными, что она будет успешной. Это означает, что необходимо сохранить проекты, разрабатываемые параллельно этой стратегии, – например, проекты по изучению и исследованию возможности долговременного хранения ОЯТ без его переработки. Иначе огромные силы и средства, а также бесценное время окажутся растрачены на шаги, ведущие в никуда, и из лабиринта проблем с ОЯТ мы так и не выберемся.