Статья подготовлена специально для 66 номера издаваемого «Беллоной» журнала «Экология и право».

О вариантах обращения с накопленным ядерной энергетикой ОЯТ рассказывает Олег Муратов – ответственный секретарь Северо-Западного отделения Ядерного общества России, член Общественного совета Госкорпорации «Росатом».

Подходы

В начальные годы развития ядерной энергетики аспекты безопасности и экологических последствий приносились в жертву экономической и политической целесообразности, проблемы обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) считались второстепенными, их решение не раз откладывалось, как в России, так и в других странах, использующих ядерную энергетику.

Существующая проблема обращения с ОЯТ обостряется с каждым годом, поскольку накопление продолжается и ежегодно увеличивается. Сегодня в мире эксплуатируется 449 ядерных энергоблоков, при средней наработке от 20 (легководные ВВЭР, PWR, BWR) до 140 т в год (тяжеловодные CANDU), из них ежегодно выгружается примерно 10,5 тыс. т ОЯТ. Учитывая, что к началу 2017 года в мире остановлено и находится в разных стадиях вывода из эксплуатации 143 ядерных энергоблока, бόльшая часть ОЯТ которых находится в пристанционных хранилищах, всего в мире накоплено приблизительно 400 тыс. тонн ОЯТ.

В обращении с ОЯТ принято три различных подхода:

1. Размещение во временные хранилища (отложенное решение).
2. Переработка.
3. Прямое захоронение.

Международное агентство по атомной энергии не отдает предпочтений ни одному из указанных способов и не устанавливает каких-либо норм относительно способов и сроков хранения. Выбор стратегии обращения с ОЯТ в каждой стране определяется политическими и экономическими аспектами, проблемами гарантий нераспространения и защиты окружающей среды. Необходимо отметить, что ни одна страна в мире не рассматривает длительное наземное хранение ОЯТ как безопасное и долгосрочное (более 100 лет).

Окончательное захоронение

В настоящее время в мире отсутствуют объекты окончательного захоронения ОЯТ. Специалисты считают, что могильники ОЯТ должны размещаться в геологических хранилищах на глубинах в несколько сотен метров, а ОЯТ – в специальных контейнерах при контролируемых условиях. Однако во всех рассматриваемых вариантах геологического хранения остаются большие неопределенности, связанные с поведением ОЯТ в течение длительного времени.

Среди стран – приверженцев окончательного захоронения ОЯТ Финляндия и Швеция являются пионерами в строительстве долговременных подземных хранилищ для его окончательной изоляции. Могильники для хранения контейнеров с ОЯТ после его выдержки в течение 30 лет в пристанционных хранилищах будут располагаться в скальной породе на глубине более 500 м под дном Балтийского моря.

Разработанная система захоронения ОЯТ предусматривает несколько степеней защиты: отработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС) будут размещены в герметичном чугунном кожухе (для предотвращения их смещения), который будет помещен в медную капсулу для защиты от коррозии. Медные капсулы будут размещены в подземных штольнях, пространство между капсулами будет заполнено бентонитовой глиной. Допускается возможность последующего извлечения замурованного глубоко под землей ОЯТ.

Переработка

Первоначально переработку ОЯТ начали с целью получения оружейного плутония. Соответствующую радиохимическую технологию впервые создали США и СССР, позже – Франция и Великобритания, развивавшие производства в том числе и для нужд ядерной энергетики. Целью переработки ОЯТ для гражданских применений были перевод ОЯТ в безопасное состояние; возврат ядерных материалов в ядерно-топливный цикл; наработка изотопов для различных областей промышленности, науки, медицины.

В 1960-х годах во многих ядерных странах, развивающих ядерную энергетику, переработка ОЯТ рассматривалась главным образом как способ получения урана и плутония для производства нового топлива, однако непредвиденно высокая стоимость переработки, технические трудности в реализации радиохимической технологии и ужесточение требований к сбросам РАО приостановили дальнейшие работы, и большинство опытных производств были остановлены.

На сегодняшний день промышленная переработка ОЯТ ведется лишь в пяти странах – Франции, Великобритании, России и Индии. Китай планирует ввести в эксплуатацию завод по переработке ОЯТ в 2020 году.

По рекомендациям МАГАТЭ переработка ОЯТ с возвратом делящихся материалов в топливный цикл, фракционированием РАО и контролируемым хранением необходима, чтобы исключить накопление радионуклидов в геобиосфере. Поэтому ведущие ядерные державы придерживаются идеи «замыкания» ядерного топливного цикла с использованием выделенного при переработке ОЯТ плутония для изготовления смешанного уран-плутониевого топлива (МОКС-топлива). В настоящее время МОКС-топливо используется на 33-х реакторах во Франции, Бельгии, Германии и Японии. На заводах UP-2 и UP-3 во Франции перерабатывается не только топливо французских АЭС, переработчиками заключены многомиллиардные контракты с энергокомпаниями Германии, Японии, Швейцарии, Бельгии, Нидерландов и Тайваня. Зарубежное ОЯТ перерабатывается и на заводе THORP в Великобритании.

Общая проектная производительность заводов по переработке ОЯТ составляет приблизительно 5,6 тыс. т в год, но практически ни одно из действующих предприятий не достигает заявленной производительности, соответственно и общие объемы переработки меньше. Ежегодно в мире перерабатывается менее половины нарабатываемого ОЯТ – около 4 тыс. т, и к настоящему времени переработано всего примерно 100 тыс. т. Поэтому при современном уровне ядерной энергетики и ожидаемом росте ядерных мощностей проблема обращения с ОЯТ сохранится.

Одной из проблем современных технологий переработки ОЯТ (пожалуй, самой главной) является образование большого количества жидких радиоактивных отходов (ЖРО), и крупнейшие в мире перерабатывающие заводы сбрасывают их в северные моря. Французские UP-2 и UP-3 низкоактивные ЖРО, содержащие тритий и йод, сбрасывают в Ла-Манш, а британский THORP – в Ирландское море.

Несмотря на то что Россия является убежденным сторонником переработки ОЯТ, в настоящее время перерабатывается только около 12% нарабатываемого ОЯТ. Завод РТ-1 на ПО «Маяк», созданный на базе радиохимического завода по наработке оружейного плутония, был введен в эксплуатацию в 1977 году. На трех технологических линиях завода в промышленном масштабе перерабатывалось ОЯТ реакторов ВВЭР-440 и БН-600, транспортных и некоторых исследовательских реакторов.

До недавнего времени завод РТ-1 использовал устаревшие технологические решения и неоптимальные схемы по объему образующихся РАО. Низкая экономическая эффективность технологии обусловлена недостаточным масштабом производства и широкой специализацией по типам перерабатываемого топлива (около 20 видов). Как и зарубежные предприятия, РТ-1 никогда не достигал проектной производительности и ежегодно перерабатывал от 60 до 100 т.

Технология переработки ОЯТ на заводе РТ-1 аналогична технологиям, реализованным на перерабатывающих заводах Франции и Великобритании. После механического размельчения ОТВС растворяют в азотной кислоте и получают раствор, содержащий уран, плутоний, нептуний и продукты деления. Для выделения из раствора ценных компонентов, их разделения и очистки от примесей применяется водно-экстракционная технология с использованием в качестве экстрагента трибутилфосфата в органическом разбавителе.

Разделение и очистка осуществляются в несколько этапов. В результате получают диоксид урана, используемый для изготовления топлива для реакторов РБМК-1000; диоксид плутония, направляемый на склад для последующего изготовления МОКС-топлива; диоксид неп­туния, используемый для изготовления источников излучения ²³⁸Pu; концентраты цезия, стронция, прометия для изготовления радионуклидных источников.

Основным недостатком водно-экстракционной технологии, использующей различные минеральные и органические реагенты, является образование большого количества ЖРО. При переработке 1 т ОЯТ образуется 13 м³ высокоактивных отходов (ВАО), 78 м³ среднеактивных отходов (САО) и 1875 м³ низкоактивных отходов (НАО). Жидкие ВАО начали перерабатывать в 1988 году путем остекловывания в электропечах, и за время эксплуатации комплекса было остекловано более 20 тыс. т отходов активностью ~1,8*10¹⁹ Бк. Таким образом, накопление ОЯТ продолжается и к январю 2016 года составило 21 841 т. Всего переработано около 5 тыс. т.

Федеральная программа

Решение проблем по обращению с ОЯТ началось с принятия Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2017 года» (ФЦП ЯРБ). Создание современной инфраструктуры по обращению с ОЯТ и решение накопившихся проблем являлось приоритетом программы. Основные принципы обращения с ОЯТ в России, определенные Концепцией по обращению с отработавшим ядерным топливом Госкорпорации «Росатом», предусматривают его переработку и контролируемое долговременное хранение.

В рамках ФЦП ЯРБ на заводе РТ-1 проведена глубокая модернизация производства для обеспечения возможности приема и переработки всех типов ОЯТ, включая наиболее проблемные виды (реакторы АМБ и ЭГП, облученные дисперсионно-алюминиевые высокообогащенные (ДАВ) блоки, дефектные сборки РБМК-1000, уран-циркониевое топливо и т. д.). Это позволило начать в 2016 году переработку до 30 т в год дефектного ОЯТ РБМК-1000, облученных блоков ДАВ и ОТВС (в том числе имеющих коррозионные повреждения) исследовательских реакторов из ряда НИИ и других организаций. Также была проведена опытная переработка ОТВС реакторов ВВЭР-1000, и годовой объем переработки ОЯТ на РТ-1 составил около 200 т топлива различных типов.

Таким образом, в результате модернизации технология РТ-1, используя многие апробированные в мировой практике процессы, обладает универсальностью, позволяющей на трех технологических линиях реализовывать схемы совместной переработки различных ОТВС.

Кроме расширения номенклатуры перерабатываемого ОЯТ усовершенствованы технологии обращения с РАО. Для остекловывания ВАО введена в эксплуатацию новая печь производительностью 500 л в час. Для переработки жидких низко- и среднеактивных РАО сооружены установки очистки вод спецканализации, и создан комплекс цементирования жидких и гетерогенных САО.

Временное хранение

На Горно-химическом комбинате в Железногорске в рамках ФЦП ЯРБ построены сухие хранилища ОЯТ реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000, реконструировано централизованное мокрое хранилище топлива ВВЭР-1000, и введена первая очередь опытно-демонстрационного центра (ОДЦ) по переработке ОЯТ ВВЭР-1000.

Общая вместимость сухого хранилища ОЯТ реакторов РБМК-1000 составляет 25,2 тыс. т, что обеспечит размещение в нем всего наработанного ОЯТ этого типа. Хранилище представляет собой толстостенное (толщина стен более метра) здание из монолитного железобетона, которое выдерживает землетрясения 9,6 баллов по шкале MSK-64. ОТВС хранятся в герметичной ампуле в среде инертного газа, что полностью исключает коррозию. Охлаждение ячеек с ОЯТ осуществляется за счет естественной конвекции потока воздуха, обеспечивающей надежный теплоотвод. Поэтому хранилище полностью автономно – в случае потери источников энергоснабжения будут сохранены все условия безопасного хранения ОЯТ.

Для удаления основного объема ОЯТ реакторов РБМК-1000 с площадок станций на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС созданы комплексы по разделке ОТВС, предназначенные для приемки ОТВС из пристанционного мокрого хранилища и загрузки в многоцелевые контейнеры, предназначенные для временного хранения и транспортировки. Первая партия ОЯТ была вывезена с Ленинградской АЭС в 2012 году, и в настоящее время с Ленинградской и Курской АЭС ежегодный вывоз составляет около 750 т в год.

Мокрое хранилище ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, введенное в эксплуатацию в 1986 году, было реконструировано. В результате реконструкции вместимость хранилища увеличена с 6000 до 8600 т ОЯТ, значительно повышена сейсмоустойчивость (усилены фундамент и строительные конструкции, облегчена кровля). Строительные конструкции мокрого хранилища сохраняют целостность до 8,0 баллов по шкале MSK-64. Кроме того, произведена замена кранов на новые с увеличением их грузоподъемности, увеличены производительность и надежность системы охлаждения, обеспечивающей возможность необходимого орошения ОЯТ в случае полной потери источников энергоснабжения в течение 72 часов.

Опытно-демонстрационный центр

Создаваемый ОДЦ по переработке ОЯТ ВВЭР-1000 предназначен для развития радиохимической промышленности и отработки в промышленном масштабе новых способов переработки ОЯТ с минимизацией образования ЖРО. ОДЦ в опытно-промышленном объеме в оптимальных условиях позволит отработать сразу несколько технологий многоуровневой радиохимической переработки ОЯТ нового поколения, позволяющих эффективно отделить на головных операциях тритий и йод для их исключения из сбросных потоков.

Помимо проверки инновационных технологий и оборудования будут определены критерии безопасности, экономические характеристики и новые компоновочные решения для создания крупномасштабного перерабатывающего производства нового поколения. Также будет изучена возможность переработки ОЯТ в режиме заказа, т. е. с задаваемыми заказчиком номенклатурой и качеством продуктов переработки.

В качестве базовой технологии переработки ОЯТ ВВЭР-1000 на ОДЦ положен разработанный в Радиевом институте им. В. Г. Хлопина (Санкт-Петербург) способ, все основные операции которого были проверены на образцах ОЯТ ВВЭР-1000 в лабораторных условиях. Конечными продуктами переработки ОЯТ по базовой технологии являются:

– порошок закиси-окиси урана U₃O₈. Коэффициент очистки урана от гамма-излучающих продуктов деления составит 10^-7;

– порошок смешанных оксидов урана, плутония и нептуния. Коэффициент очистки плутония по базовой технологии от гамма-излучающих продуктов деления составит ~10^-3.

Экологическая эффективность базовой технологии обеспечивается (в отличие от механической резки) термохимическим разрушением ОТВС при температуре ~500 °С. В этом случае кристаллическая решетка UO₂ разрушается и окисляется до U₃O₈, топливо рассыпается, а тритий и йод еще до растворения ОТВС отгоняются с последующим улавливанием на операции газоочистки. Также базовая технология позволяет перевести САО за счет концентрирования и уменьшения их объема в категорию ВАО и затем отправить на остекловывание. Рециклируемая вода направляется в производственный цикл.

Испытания показали, что технология действует и может быть перенесена из лаборатории в опытно-промышленный масштаб на ОДЦ.

Таким образом, в отличие от применяемых технологий в этом случае исключается образование низкоактивных ЖРО, а технологию переработки ОЯТ на ОДЦ можно характеризовать как радиохимическую технологию поколения 3+, позволяющую исключить выбросы йода и трития в окружающую среду и избавиться от сбросов ЖРО.

Источник: Довгуша В. В., Муратов О. Э., Тихонов М. Н. Проблемы обращения с радиоактивными отходами и облученным ядерным топливо м в условиях инновационного развития ядерной энергетики // Научные и технические аспекты охраны окружающей среды. 2012. No 1.

По оценкам экспертов, в том числе и французских, базовая технология переработки ОЯТ позволит достичь высокой рентабельности производства. Новые технические решения, которые будут реализованы на ОДЦ, позволят снизить стоимость переработки до уровня около $600 за килограмм ОЯТ, в отличие от зарубежных конкурентов, где переработка ОЯТ в среднем обходится около $1200 за килограмм ОЯТ.

Единственный вид ОЯТ, для обращения с которым на настоящий момент не принято решения по завершающей стадии, – топливо реакторов ЭГП (Билибинская АЭС). Состав его топливной композиции близок к составу одной из модификаций топлива АМБ, поэтому данный вид ОЯТ можно переработать на ПО «Маяк».

В рамках ФЦП ЯРБ проработаны варианты вывоза ОЯТ с площадки Билибинской АЭС на переработку:

– автотранспортом в морской порт Черский, далее морским транспортом в Мурманск, затем железнодорожным транспортом на ПО «Маяк»;

– автотранспортом в аэропорт Кепервеем, далее воздушным транспортом в аэропорт Емельяново, затем железнодорожным транспортом на ПО «Маяк».

Однако большая удаленность Билибинской АЭС, отсутствие инфраструктуры для извлечения и удаления ОЯТ с площадки станции и необходимой транспортной инфраструктуры в районе расположения станции обусловливают крайне высокие затраты на реализацию данного проекта.

Другой вариант обращения с ОЯТ реакторов ЭГП-6 предусматривает сооружение в непосредственной близости от промплощадки Билибинской АЭС опытно-промышленного объекта, его подземной изоляции скважинного или штольневого типа. Вечная мерзлота в районе расположения Билибинской АЭС создает для организации пункта окончательной изоляции ОЯТ благоприятные условия, такие как:

– использование естественного теплофизического барьера;

– отсутствие во вмещающей геологической среде воды в свободном состоянии, что препятствует миграции радионуклидов в окружающую среду;

– замедление окислительно-восстановительных реакций в вечномерзлых породах, что увеличивает время работоспособности инженерных барьеров.

Окончательный всесторонне обоснованный выбор в пользу одного из вариантов обращения с ОЯТ реакторов ЭГП-6 должен быть принят экспертной комиссией с участием представителей Госкорпорации «Росатом», Чукотской администрации и НТЦ ЯРБ Ростехнадзора.

В заключение необходимо подчеркнуть, что переработка ОЯТ позволяет вовлечь в ядерный топливный цикл выделенные при переработке уран и плутоний и использовать в качестве сырья для радиоизотопной продукции, а также нарабатывать редкие и дефицитные элементы для различных отраслей промышленности. Создаваемая в России инфраструктура и разработанные новые радиохимические технологии обеспечат экологическую безопасность и экономическую эффективность переработки ОЯТ.