Население планеты, как и его потребность в энергии, с каждым годом только растет, вместе с ценами на газ и нефть, переработка которых, кстати, имеет свои печальные и необратимые последствия для экологии земли. И атомная энергетика на сегодняшний день не имеет достойной альтернативы ни по таким параметрам, как рентабельность, ни по таким, как способность обеспечивать мировые энергетические потребности.

Не смотря на то, что звучат подобные утверждения весьма абстрактно, на практике, отказ от атомной энергии будет означать резкое подорожание таких необходимых для каждого вещей, как продукты питания, одежда, лекарства, удобная бытовая техника, образование, медицина, возможность свободно передвигаться по миру и очень многое другое. В такой ситуации наилучшее решение – направить усилия на то, чтобы сделать атомную энергию максимально безопасной и эффективной.

Не каждому известен такой факт: свежее ядерное топливо не представляет для человека никакой опасности. До повсеместного введения автоматизации производства, топливные таблетки диоксида урана забивали в стержни сборки вручную. Радиоактивность топлива возрастает в несколько миллионов раз после облучения в ядерном реакторе. Именно в этот момент оно становится опасным для человека и окружающей среды.

Как и любое производство, атомные электростанции образуют отходы. При этом, количество производимых АЭС отходов, по сравнению с другими отраслями промышленности значительно меньше, но из-за своей высокой опасности для окружающей среды, они требуют специального обращения. И тут необходимо уточнить некоторую путаницу между понятиями РАО (радиоактивные отходы) и ОЯТ (отработанное ядерное топливо), которая часто возникает в средствах массовой информации.

По российской классификации, под ОЯТ понимаются использованные топливные элементы, извлеченные из реактора. Проследим путь, по которому добываемый на рудниках природный уран превращается в ОЯТ. Как мы знаем, природный уран состоит из изотопов уран-235 и уран-238. Современные атомные станции работают на уране - 235. Но из-за низкого содержания 235 изотопа (всего 0,7%), для использования в качестве ядерного топлива, извлеченный из недр земли уран приходится обогащать до нескольких единиц процентов. Уран, используемый в реакторах, помещают в тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ), из которых собираются тепловыделяющие сборки в виде шестигранных стержней. Их и погружают в реактор до достижения критической массы. Перед запуском реактора, топливные стержни содержат 95% урана-238 и 5% урана-235. В результате работы реактора, на месте урана-235, возникают продукты деления – радиоактивные изотопы. Стержни извлекают, но уже в качестве отработанного ядерного топлива.

ОЯТ имеет богатый ресурсный потенциал. Во-первых, радиоизотопы отработанного топлива, которые можно химически извлечь, имеют широкое применение для медицинских и научных целей. И не только для медицинских – металлы платиновой группы, образующиеся в реакторе при делении урана, оказываются дешевле, чем те же металлы, полученные из руды. Во-вторых, в отработанном топливе содержится уран-238, который во всем мире рассматривается в качестве основного топливного элемента атомных станций будущего. Таким образом, переработанные ОЯТ становятся не только богатейшим источником для получения свежего ядерного топлива, но и решают экологические проблемы урановых месторождений: нет смысла разрабатывать урановые рудники, ведь уже на данный момент в России накоплено 22 тысячи тонн ОЯТ. При этом содержание в ОЯТ радиоактивных элементов, которые не подлежат переработке и нуждаются в надежном изолировании от окружающей среды, составляет всего 3%. Для справки: переработка 50 тонн отработанного ядерного топлива позволяет сэкономить 1,6 миллиардов кубометров природного газа или 1,2 миллиона тонн нефти.

Радиоактивные отходы (РАО) также содержат радиоизотопы. Разница заключается в том, что извлечь их не представляется возможным, либо затраты по их извлечению экономически не целесообразны. В данный момент, в зависимости от типа РАО, существует несколько способов обращения с радиоактивными отходами. Последовательность действий такова: для начала, снижается объем радиоактивных отходов. При этом для твердых РАО используется прессование или сжигание, для жидких – коагуляция и упаривание, переработка через механические или ионообменные фильтры. После обработки с использованием специальных тканевых или волоконных фильтров, уменьшается объем газообразных РАО. Следующий этап – иммобилизация, то есть помещение РАО в прочную матрицу из цемента, битума, стекла, керамики или других материалов, которые снижают вероятность выхода РАО в окружающую среду. Образовавшиеся массы помещают в специальные контейнеры и далее в хранилище. Заключительный этап – перемещение контейнеров с РАО в могильник.

По мнению ученых, наиболее эффективный на сегодня способ захоронения РАО – в стабильных геологических формациях земной коры. Такой способ обеспечивает эффективный изоляционный барьер на период от десятков тысяч до миллиона лет. Опубликованные в электронном бюллетене Европейского атомного общества результаты совместных исследований лаборатории Subatech во Франции и исследовательского центра SCK-CEN в Бельгии показали, что период, в течение которого блоки с ядерными отходами могут сохранить свою целостность, превышает 100 тысяч лет. К такому выводу пришли исследователи после произведения вероятностных оценок возможного растворения захороненных ядерных отходов открытого и замкнутого топливных циклов в течение различных периодов времени.

На состоявшейся недавно в Москве международной научно-практической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», также обсуждались насущные проблемы обращения с ОЯТ. В России на сегодняшний день хранением и переработкой ОЯТ занимается производственное объединение «Маяк» (г. Озерск, Челябинская область) и Горно-химический комбинат (г. Железногорск, Красноярский край), которые входят в состав комплекса ядерной и радиационной безопасности Госкорпорации «Росатом». Советник Госкорпорации «Росатом» И.В. Гусаков-Станюкович рассказал о ведомственной «Программе создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на 2011-2020 годы и на период до 2030 года». По его словам, сегодня из имеющихся 22000 тонн ОЯТ, большая часть находится на атомных станциях. При этом количество, которое вывозится на хранение в течение года, меньше, чем успевает вырабатывать за это время АЭС. И если ОЯТ с тех станций, на которых используются реакторы типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) перевозится на хранение на ФГУП «ГХК» или на переработку на ФГУП «ПО «Маяк», то главная проблема настоящего момента - это отработанное топливо реакторов РБМК (реактор большой мощности канальный), количество которого составляет 12,5 тысяч тонн. Недавно начало функционировать сухое хранилище ОЯТ РБМК на Горно-химическом комбинате, и весной 2012 года туда прибыл первый состав с ОЯТ Ленинградской АЭС. В дальнейшем, кондиционное ОЯТ с Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС будет направляться на ГХК, некондиционное ОЯТ – на ПО «Маяк».

Реализация программы создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ, к 2018 году позволит увеличить объем ежегодного вывоза ОЯТ с площадок АЭС, который превысит ежегодную наработку отработанного ядерного топлива в 1,5 раза. А к 2030 году все 100% ОЯТ реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000 будут размещены для длительного централизованного хранения на площадке ГХК, после чего основной специализацией ГХК станет производство МОКС-топлива. Что касается планов на ОЯТ реакторов ВВЭР-440 и БН-600, а также транспортных и исследовательских реакторов – переработкой этих ОЯТ займутся на ПО «Маяк». Исключение составит Билибинская АЭС, транспортировать ОЯТ которой на централизованные пункты переработки нецелесообразно из-за географической удаленности, поэтому оно будет захоронено на месте.

МОСКВА, 21 июн — РИА Новости. Предприятие госкорпорации "Росатом" "Производственное объединение "Маяк" (Озерск, Челябинская область) планирует к 2020 году стать первым в мире предприятием, овладевшим технологиями переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) любого типа, сообщил РИА Новости на форуме "Атомэкспо-2017" заместитель генерального директора "Маяка" по стратегическому развитию Дмитрий Колупаев.

Организатор "Атомэкспо-2017" — госкорпорация "Росатом". Генеральный информационный партнер форума — агентство РИА Новости (флагманский ресурс МИА "Россия сегодня").

Переработка отработавшего ядерного топлива — высокотехнологичный процесс, направленный на минимизирование радиационной опасности ОЯТ, безопасную утилизацию неиспользуемых компонентов, выделение полезных веществ и обеспечение их дальнейшего использования. Промышленная переработка ОЯТ ведется в трех странах — в России, Франции, Великобритании.

"Маяк" выполняет проект по расширению номенклатуры перерабатываемого у себя ОЯТ. В частности, освоена технология переработки ОЯТ российских реакторов ВВЭР-1000. Этот проект даст возможность предприятию в ближайшие полтора-два года стать единственным в мире предприятием, которое может перерабатывать любые виды отработавшего ядерного топлива, в том числе ОЯТ зарубежного дизайна, а также дефектных топливных сборок. Это даст Росатому дополнительные конкурентные преимущества на мировых рынках.

"Маяк" — первый промышленный объект отечественной атомной отрасли. Он был создан для наработки оружейного плутония, необходимого для создания советского атомного оружия. Приоритетные направления работы "Маяка" в настоящее время — переработка отработавшего ядерного топлива, производство изотопов и средств радиационного контроля, выполнение государственного оборонного заказа.

"Всеядный" комплекс

"За последние годы "Маяк" значительно продвинулся вперед в плане переработки отработавшего ядерного топлива исследовательских реакторов. Освоена переработка нескольких топливных композиций, но ключевым, пожалуй, станет проект по переработке уран-циркониевого топлива. Производственные мощности для этого должны быть готовы в нынешнем году", — сказал Колупаев.

Он пояснил, что это будет опытная установка, которая позволит сначала отработать необходимые технологии, а затем и фактически станет производственной установкой.

"Такого топлива относительно немного, и это, прежде всего, отработавшее топливо наших атомных ледоколов. Оно находится в сухом контейнерном хранилище на Севере, но сколь угодно долго оно эксплуатироваться не может. Поэтому задача переработки этого вида ОЯТ должна быть решена, и для этого не требуются большие производственные мощности", — отметил собеседник агентства.

Опытная переработка уран-циркониевого ОЯТ должна быть реализована к 2018 году, добавил Колупаев. "Это фактически сделает "Маяк" абсолютным технологическим лидером с точки зрения номенклатуры топливных композиций, которое наше предприятие сможет перерабатывать, потому что после освоения данной технологии у нас сможет быть переработана любая топливная композиция", — сказал он.

"И финальной точкой станет, пожалуй, освоение переработки отработавшего топлива реакторов АМБ первой очереди Белоярской АЭС. Там проблема уже не столько в самих топливных композициях (на первом и втором блоках станции использовались несколько десятков видов топлива), а в геометрических размерах отработавших тепловыделяющих сборок", — сообщил Колупаев.

Эти сборки достигают в длину 14 метров, и для того чтобы их разделывать, необходима специальная установка, пояснил он.

"Ее планируется создать к 2020 году. И вот тогда на "Маяке" будет полностью создан "всеядный" перерабатывающий комплекс - как по разным типам ОЯТ, так и по размерам отработавших тепловыделяющих сборок", — отметил заместитель гендиректора "Маяка".

Переработка радиоактивных отходов

Помимо переработки ОЯТ, "Маяк" активно занимается развитием технологии переработки радиоактивных отходов, напомнил Колупаев.

"В ближайшее время на предприятии планируется начать эксплуатацию установки по отверждению долгоживущих среднеактивных отходов, главным образом плутонийсодержащих, для которых цементирование, как, допустим, это делают наши коллеги в Великобритании, не является оптимальным. Наш подход базируется на применении керамоподобной матрицы, которая обладает большой долговечностью и хорошей емкостью по отходам", — сказал он.

Прошлый год был для "Маяка" своего рода "пусковым" с точки зрения реализации проекта по переработке источников ионизирующего излучения, отметил Колупаев.

"Мы полностью выполнили свои обязательства по объему возврата источников. В этом году объемы возвращаемых на утилизацию источников будут существенно больше. Мы оптимизируем технологию утилизации источников, чтобы удешевить ее и сделать более привлекательной для клиентов. Это очень важное направление, которое позволит нашим партнерам получить законченный цикл услуг - с момента поставки источников до их полной утилизации", — добавил он.

Химическая переработка облученного ядерного топлива осуществляется с целью извлечения плутония, урана и других ценных компонентов и очистки их от продуктов деления. В лабораториях ядерных центров многих стран исследовались различные методы переработки облученного топлива, которые можно классифицировать как водные и неводные . В опытном масштабе исследовались такие методы как: висмут-фосфатный, тригли, бутекс, торекс, экстракция аминами, аква-фтор-процесс - водные методы ; возгонка фторидов, плавка-рафинирование с селективным окислением, электролиз солей - неводные методы .

В ряде стран ведутся исследования и разработки так называемых сухих (безводных ) методов химической регенерации: фторидных (основанных на превращении U и Pu в газообразную фазу гексафторидов), пирометаллургических, экстракционных, в расплавах солей и др. Их цель – обеспечить наиболее эффективную в техническом и экономическом отношении промышленную технологию регенерации с одновременным решением проблемы переработки, консервации и удаление радиоактивных отходов в наиболее компактном и безопасном для хранения виде. Предполагается, что сухие методы позволят осуществить регенерацию топлива активных зон реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с короткой выдержкой этого топлива и с меньшими потерями его по сравнению с жидкостной экстракцией. Эти методы привлекательны также тем, что удельные объемы получаемых радиоактивных отходов малы (преимущественно твердая компактная форма, пригодная для консервации в процессе регенерации). Большая часть установок, на которых проводили исследования и отработку перечисленных выше методов в настоящее время не функционируют.

Интенсивно разрабатывались водные методы переработки, основанные на использовании жидкостной противоточной экстракции. Среди них водно-экстракционная технология выделения и очистки урана и плутония от продуктов деления трибутилфосфатом (пьюрекс-процесс ) признана наиболее эффективной и используется на всех существующих промышленных предприятиях по переработке ОЯТ. Этот метод является единственным промышленно освоенным методом химической переработки отработавшего в реакторах АЭС оксидного уранового топлива.

Экстракция урана и плутония трибутилфосфатом по технологической схеме, названной пьюрекс-процессом, впервые примененной в США в 1945г. для выделения плутония из облученного металлического природного урана. Этот метод имеет различные усовершенствования и технологические варианты, направленные на снижение радиационного воздействия на экстрагент и достижение более глубокой очистки урана и плутония от продуктов деления. Эти усовершенствования позволили применить пьюрекс-процесс для переработки окисного топлива.

Как при жидкостных, так и при сухих методах химической переработки отработавшего топлива процессы (и связанные с ними трудности) очистки, консервации и удаления газообразных и летучих продуктов деления весьма схожи, хотя при сухих процессах улавливание и удаление йода и трития упрощаются. На рис.19 приведена схема основных этапов подготовки и радиохимической переработки отработавшего топлива методом жидкой экстракции.

Для отработавшего топлива реакторов на тепловых нейтронах типа LWR (США), ВВЭР и РБМК (Россия) установлено оптимальное время выдержки в бассейнах с водой на АЭС 3-5 лет, минимальное – 1 год. Для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах нормативное время пребывания ТВС в бассейнах выдержки пока не установлено. В интересах получения малого времени удвоения топлива это время должно быть минимальным (не более года).

Поступившее от АЭС на радиохимический завод топливо перегружают под водой из контейнеров в бассейн складов хранилищ, где ТВС устанавливают в специальных стойках или стеллажах, размещая так, чтобы в любых случаях не достигалась критическая масса и обеспечивалось необходимое охлаждение. Глубина бассейнов и толщина слоя воды над ТВС рассчитаны так, чтобы создать необходимую радиационную защиту. Бассейны имеют замкнутую циркуляционную систему для охлаждения и очистки воды и снабжены отсосами воздуха в систему специальной очистки вентиляции.

Из бассейнов ТВС поступают в отделение разделки, представляющее собой наиболее сложный комплекс радиохимического завода, оснащенный дистанционно-управляемой техникой. Разделка ТВС перед растворением топлива на заводах США и Западной Европы (кроме завода «Еврокемик» в Моле, Бельгия) осуществляется механическими средствами: рубка с помощью специальных прессов, разрезка фрезами ТВС целиком без разборки на отдельные твэлы, при этом предварительно отрезаются концевые детали («холостые концы»), не содержащие топлива. На заводе «Еврокемик» в Бельгии применялось химическое удаление циркониевых оболочек твэлов. Недостаток этого способа – большое количество (8-10 м 3 /т урана) промежуточных радиоактивных отходов. Разрабатываются установки для резки лучом лазера (Великобритания, Франция), а также для разборки ТВС на отдельные твэлы и их разделка. Для обеспечения лучшей растворимости стержни твэлов режут на куски длиной 15-50 мм. Отрезанные куски падают в желоба и попадают в баки-растворители периодического действия из нержавеющей борсодержащей стали. В этих баках осуществляется выщелачивание (извлечение) урана и плутония с помощью нагретой крепкой азотной кислоты. Полное растворение окисного топлива происходит за 2-4 часа, металлического - за 24 часа.

Во Франции и США ведется разработка аппаратов растворения непрерывного действия барабанного типа. Ядерная безопасность достигается добавлением в раствор нейтронных поглотителей (например, гадолиния) или комбинацией безопасной геометрии и поглотительными вставками. Растворы тщательно фильтруются с использованием фильтров из мелкопористой нержавеющей стали (диаметр пор порядка 3 мкм) или центрифуг. Растворение двуокиси урана в азотной кислоте происходит по реакции:

UO 2 + 4HNO 3 → UO 2 (NO 3) 2 + 2NO 2 + 2H 2 O

Для более полного растворения плутония вводятся дополнительные операции. Металлический уран растворяют в кипящей крепкой азотной кислоте. Для рекомбинации окислов азота в систему добавляют кислород и в результате получают азотную кислоту, снова возвращаемую в цикл.

Тщательно отфильтрованный водный раствор уранилнитрата UO 2 (NO 3) 2 с сопутствующими ему растворимыми продуктами деления поступает на экстракцию растворителями.

Основной процесс экстракции растворителями является распределение растворенного вещества между двумя несмешивающимися жидкостями (водная и органическая фазы). Между этими фазами по известному закону в каждой ступени распределяются растворенные вещества в определенном постоянном соотношении. Отношение концентрации вещества в органической фазе к его концентрации в водной фазе в условиях равновесия между фазами называется коэффициентом распределения .

При нескольких последовательных процессах экстракции можно сконцентрировать в органической фазе почти 100% нитратов урана и плутония, обеспечив необходимый коэффициент очистки их от радиоактивных продуктов деления: 5·10 7 -10 8 для плутония, 10 6 -10 7 для урана.

Таким образом, многоступенчатая экстракция органическим растворителем позволяет иметь одновременно высокое извлечение ядерного топлива из растворов и его глубокую очистку от радиоактивных продуктов деления. Степень этой очистки должна допускать работу с регенерированным ураном без биологической защиты, т.е. его радиоактивность должна быть близка к естественной радиоактивности (~ 0,3 мкКи/кг или 1,1·10 4 расп./(с кг)). Это и определяет тот предел очистки, к которому следует стремиться при химической переработке отработавшего топлива.

В качестве органического экстрактора-растворителя успешно применяется трибутилфосфат (ТБФ), разбавленный до 30% очищенным керосином (Н-додеканом). Главным преимуществом ТБФ как экстрагента является его способность селективно извлекать из азотнокислого раствора уран и плутоний. При этом азотная кислота служит в качестве высаливающего агента. Азотная кислота легко очищается дистилляцией, что позволяет возвращать ее в процесс и не увеличивать за счет нее радиоактивные сбросы. Органическая фаза избирательно экстрагирует только уран и плутоний, оставляя почти все продукты деления в водо-кислой фазе, в которой таким образом концентрируются высокоактивые отходы процесса. Органическая фаза, содержащая уран и плутоний, промывается азотной кислотой в целях удаления различных загрязняющих веществ и затем направляется во второй аппарат, где контактирует с водой, которая смывает с ТБФ уран и плутоний, переводя их снова в водную фазу (реэкстракция). Этим завершается первый цикл экстракции.

Во втором экстракционном цикле, или цикле разделения U-Pu, жидкая водяная фаза из первого цикла (после концентрирования в испарителе) опять направляется в экстракционно-промывной контактор (колонну). Загружаемая фаза (органический экстракт) подается в другую колонну, где уран отделяется от плутония путем контактирования органической фазы с водным раствором, содержащим агент-восстановитель (обычно применяется четырехвалентный уран). Четырехвалентный плутоний восстанавливается до трехвалентного состояния, в котором он менее подвержен экстракции ТБФ и, следовательно, может быть удален из колонны в водной фазе. Раствор плутония в азотной кислоте концентрируется, затем подвергается денитрации и превращается в сухой порошок двуокиси плутония PuO 2 . уран же удаляется из органической фазы в третьей колонне. Для полного извлечения уранового продукта используется два-три дополнительных цикла экстракции органическим растворителем.

Для очистки от продуктов деления (особенно от рутения) и концентрирования плутония требуется один дополнительный цикл экстракции с последующей обработкой на анионообменном реагенте.

Отходы, оставшиеся в азотной кислоте, выпаривают для концентрирования и хранения, очистки и возврата азотной кислоты в процесс.

Органический растворитель (ТБФ) на выходе из экстракционного процесса очищают от оставшегося урана. Плутония и продуктов деления, а также растворенных веществ, оказавшихся в ТБФ из-за химического и радиохимического повреждения органической фазы. Процесс очистки растворителя включает обычно щелочную и кислотную промывку. После очистки органический растворитель (сольвент) возвращается в процесс.

Циклы экстракции на перерабатывающих заводах позволяют выделить 98,5-99,5% урана и плутония, содержащихся в перерабатываемых твэлах, и достичь высоких коэффициентов очистки от продуктов деления. Существуют трудности в очистке рабочих растворов от циркония, ниобия и рутения. Радиоактивный изотоп 95 Zr (Т 1/2 = 65 сут.) образуется при делении урана тепловыми нейтронами с выходом 6,2%. Распадаясь, он превращается в 95 Nb (Т 1/2 =35 сут.), который, в свою очередь, превращается в стабильный 95 Mo. Эти элементы, как и уран, и плутоний, также экстрагируются ТБФ, образуя комплексные соединения, коллоиды, и сорбируются на твердых материалах. 103 Ru (Т 1/2 = 39,35 сут.) и 106 Ru (Е 1/2 = 1год) также имеют значительные выходы при делении урана тепловыми нейтронами (3 и 0,38% соответственно) и еще больший выход при делении быстрыми. Чтобы избавиться от этих «назойливых и вредоносных спутников», применяется ряд усложняющих и удорожающих технологию процессов, в том числе операции по предварительной очистке растворов, обязательное введение двух циклов экстракции как урана, так и плутония, дополнительная очистка на абсорбентах, а также посредством ионного обмена и др.

В первом цикле экстракции удается почти целиком избавиться от долгоживущих изотопов цезия, стронция, иттрия, а также редкоземельных элементов. Все они образуют в растворах азотной кислоты простые гидротированные ионы. Не вызывает особых затруднений очистка от стабильных нуклидов – продуктов коррозии стенок аппарата, компонентов оболочечных сплавов.

Отмывка уранилнитрата и нитрата плутония от ТБФ и вывод остаточных продуктов деления и продуктов разложения ТБФ производится с помощью водных растворов гидроокиси натрия, соды, азотной кислоты и других реагентов или методом водопаровой дистилляции. С помощью центробежных экстракторов достигается очень малое время контакта и разделения фаз, что способствует радиолизной устойчивости ТБФ при воздействии интенсивного облучения.

Завершающая стадия топливного цикла атомной энергетики – химическая переработка отработавшего ядерного топлива – на фоне бурного роста темпов строительства АЭС оказалась наиболее отставшей от уровня промышленного и технологического развития других стадий ядерного топливного цикла. Это связано с тем, что стоимость извлеченного из облученного топлива урана пока намного превышает его стоимость, при добыче, извлечении и обогащении. Плутоний нашел пока применение только в форме МОХ - топлива, производство которого существует во Франции.

Технические данные об основных радиохимических заводах зарубежных стран приведены в табл.19. В России переработка ОТВС ведется на производственном объединении (ПО) «Маяк».

Таблица 19

Технические данные заводов по переработке ОЯТ

*) - в конце 1976 г фирма NFS заявила об окончательном отказе от дальнейшей эксплуатации и реконструкции своего завода ввиду сейсмичности района Уэст-Валли и предстоящих больших затратах (~600 млн. долл.). В США работы по химической переработке топлива АЭС с 1977 г. были прекращены, и радиохимические заводы законсервированы на неопределенный срок. Однако продолжались научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы. Ведется сооружение федеральных долговременных хранилищ ОТВС. В настоящее время государственная программа развития ядерной энергетики США предусматривает возврат к промышленной переработке отработанного топлива.

**) - завод «Еврокемик» в Моле в 1979 г демонтирован.

***) - в ФРГ ряд лет ведутся острые дискуссии о допустимости, по соображениям безопасности и охраны окружающей среды, сооружения в стране радиохимических заводов и долговременных хранилищ радиоактивных отходов. До 2007 г Правительством ФРГ решение не принято.

Как и всякое другое производство, переработка топлива представляет определенную экологическую опасность. Особенности технологического процесса, с точки зрения образования экологически опасных отходов производства, могут быть рассмотрены на примере крупного завода спроектированного фирмой KEWA для переработки оксидного топлива реакторов PWR и BWR в Западной Германии. Его производительность 1400 т урана в год (около 5 тонн в сутки). Стандартное содержание плутония в ОТВС реакторов PWR и BWR не превышает 0,8%, а продуктов деления – 3% массы твэл (2,3·10 6 Ки/т). Большую часть топлива предполагается поставлять на завод в 120 тонных контейнерах. Время выдержки в бассейнах реакторов – 3 года. Предполагается использовать сухую выгрузку. Сборки размещаются в бассейнах на специальных стеллажах. Два бассейна на 700 т урана каждый рассчитаны на максимальный объем поставок топлива. Выделяемое тепло будет отводиться с помощью охлаждающих установок.

На первой стадии переработки ТВС будут разрезаться пресс-ножницами на куски длиной 20-50 мм, а затем топливо растворяться в кипящей азотной кислоте. Выделяющиеся при этом газообразные продукты деления будут отводиться на установку по очистке отходящих газов. Йод предполагается улавливать фильтром из неорганического материала, содержащего серебро. Для улавливания криптона запроектирован метод низкотемпературной ректификации. Оставшиеся после растворения топлива куски оболочек будут направляться прямо в хранилище твердых отходов, а мелкодисперсные (~ 1 мкм) нерастворимые частицы отфильтровывать и осветленный раствор подавать на экстракцию.

Запроектированная схема экстракции предусматривает следующие основные технологические пьюрекс-процессы. В трех циклах экстракции из раствора выделяют уран, плутоний и продукты деления. В первом цикле с применением нескольких ступеней пульсационных колонн отделяют продукты деления, а также разделяют уран и плутоний. Во втором и третьем циклах экстракции производят экстракционную очистку растворов нитратов уранила и плутония, которые затем поступают в промежуточное хранилище. Технологическая схема включает в себя вспомогательные процессы регенерации кислоты, очистки экстрагента, приготовления растворов химических реагентов и очистки газообразных отходов. Окончательная очистка урана происходит в селикагелевых колоннах. Затем раствор с высоким содержанием 235 U превращается прямо на заводе в UF 4 , пригодный для промежуточного хранения, который по мере необходимости используют для получения UF 6 . Сильнообедненный раствор урана выпаривают с последующим получением UO 3 , который хранится на территории завода до отправки на постоянное хранение.

Нитрат плутония сразу же после экстракции превращают в двуокись. Затем этот продукт можно направлять на установку по изготовлению топлива или в центральное хранилище плутония.

Для промежуточного хранения высокоактивных твердых отходов (куски оболочек, осадки) предназначены специальные хранилища. В дальнейшем эти отходы будут цементироваться и отправляться на постоянное хранение. Подобным образом будут обрабатываться прочие негорючие отходы после их предварительной очистки и измельчения. Горючие твердые отходы будут сжигаться, а остатки цементироваться и храниться в металлических емкостях. Для временного хранения жидких высокоактивных отходов будут использоваться резервуары из нержавеющей стали. После значительного снижения активности жидкие отходы будут отверждаться и подвергаться остекловыванию. Жидкие отходы средней активности (после извлечения органических компонентов и свободных кислот) будут концентрироваться и временно храниться в жидкой форме. Жидкие отходы низкой активности путем перегонки, концентрирования и химической обработки будут разделяться на фракцию, которую можно безопасно сбрасывать в окружающую среду, и кубовой остаток средней активности. 85 Kr, сжижаемый в процессе очистки газообразных отходов, будут хранить в герметичных баллонах. После значительного снижения активности в период временного хранения все отходы будут направляться в постоянное хранилище, размещенное в выработках соляного рудника. Численность персонала завода – 1000 человек. Некоторые значимые технические показатели завода приведены в табл.20.

Таблица 20

Технические характеристики проектного завода по переработке ОЯТ

Строительство такого завода обходится в несколько миллиардов долларов, цена переработки составляет несколько сот долларов за килограмм урана. Понятно, что средства от продажи урана и плутония, извлеченных при переработке топлива, при таких условиях покроют лишь часть расходов на саму переработку, обезвреживание и захоронение отходов. Поэтому переработку топлива реакторов на тепловых нейтронах следует рассматривать не как возможный источник дохода и прибыли, а скорее, как необходимый производственный процесс, обеспечивающий обезвреживание и удаление радиоактивных отходов, а также сохранение и увеличение сырьевых ресурсов за счет использования невыгоревшего урана и образующегося при облучении топлива плутония.

Наиболее активно занимается переработкой топлива среди западных стран Франция на радиохимическом заводе в м.Аг. Причем на этом заводе перерабатывается не только Французское топливо, но и с других стран (Япония, Германия).

Перспективы переработки в будущем связаны также с переработкой уран-плутониевого топлива быстрых реакторов.

Наряду с отработкой промышленных технологий переработки облученного топлива на опытных и опытно-промышленных установках и заводах в различных странах проводятся лабораторные исследования, направленные на улучшение отдельных стадий в технологии пьюрекс-процесса, поиск и испытание новых экстрагентов и разработку новых процессов переработки топлива. В перспективе ставится задача разработать технологию переработки облученного топлива, обеспечивающую:

· удаление актинидов из высокоактивных отходов, что позволит уменьшить время, в течение которого отходы остаются опасными с 25·10 4 до 10 3 лет;

· уменьшение объема отходов от переработки топлива в 20 раз по сравнению с современной технологией на основе пьюрекс-процесса;

· выделение благородных металлов, таких как палладий, родий и рутений.

Во всех странах, за исключением США, научные исследования проводятся в центрах, принадлежащих государственным органам управления и контроля над использованием атомной энергии. В США часть исследований передается частным фирмам по контрактам государства (под потранажем Департамента энергетики США).

В настоящее время обращение с отработавшим ядерным топливом является лимитирующей стадией, то есть определяет перспективы развития атомной энергетики. Во всех странах с атомной энергетикой (кроме, пожалуй, Франции) накоплены колоссальные объемы ОЯТ, и нерешенность данной проблемы ставит под сомнение реализацию дальнейших планов развития атомных проектов.

Российской особенностью является обширная номенклатура накопленного топлива, что связано с историей развития атомной энергетики в нашей стране. Поэтому для решения проблемы ОЯТ необходимо развитие целого ряда уникальных технологий и создание комплекса объектов инфраструктуры.

Сложившаяся в России система обращения с ОЯТ включает хранение, транспортировку и переработку ОЯТ. Хранение осуществляется в приреакторных и пристанционных хранилищах атомных электростанций и исследовательских реакторов, в хранилищах бассейнового типа на двух комбинатах Госкорпорации «Росатом» – ФГУП «ГХК» и ФГУП «ПО «Маяк» – емкостью, соответственно, по 8600 т и 2500 т, а также на судах технологического обслуживания атомного ледокольного флота (ОЯТ транспортных реакторов) и береговых технических базах.

Сегодня на объектах Госкорпорации «Росатом» накоплено, в общей сложности, 22 тыс. т ОЯТ. Ежегодно из реакторов российских АЭС выгружается примерно 650 т отработавшего топлива, при этом перерабатывается не более 15% этого объема.

Для решения проблемы накопленного и вновь образующегося ОЯТ Госкорпорация «Росатом» создает систему обращения с отработавшим топливом, включающую нормативно-правовую, финансово-экономическую и инфраструктурную составляющие. Технологическая схема обращения с ОЯТ различных видов на период до 2030 года представлена на рисунке 1.

В настоящее время основным финансовым механизмом решения накопленных проблем в сфере обращения с ОЯТ, РАО и вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии является Федеральная целевая программа «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» (ФЦП ЯРБ). С 2015 года начнутся отчисления накоплений в фонд обращения с ОЯТ от юридических лиц-собственников отработавшего топлива (в основном – ОАО «Концерн Росэнергоатом»).

Среди крупных проектов по ОЯТ, реализация которых предусмотрена ФЦП ЯРБ, следует отметить:

• строительство «сухого» хра­нилища ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000;
• реконструкцию действующего «мокрого» хранилища на ГХК;
• подготовку и обеспечение вывоза с АЭС накопленных объемов ОЯТ;
• комплекс работ по обращению с ОЯТ реакторов типа АМБ (разделка ОТВС и переработка ОЯТ в ПО «Маяк»);
• вывоз и переработку высокообогащенных блоков ДАВ-90, накопленных от работы промышленных реакторов;
• создание опытно-демонстрационного центра по переработке ОЯТ на основе инновационных технологий;
• вывоз на переработку на ФГУП «ПО «Маяк» ОЯТ исследовательских реакторов и т.д.

Радиохимическое производство в ПО «Маяк»

Сегодня в России действует единственное радиохимическое производство – комплекс РТ-1 ПО «Маяк», где перерабатывается отработавшее топливо реакторов ВВЭР-440, БН-600, исследовательских и транспортных установок. Технологической схемой является модифицированный ПУРЕКС-процесс. При этом РТ-1 – единственное в мире радиохимическое производство, выделяющее, помимо урана и плутония, еще и нептуний. Таким образом, в остеклованные высокоактивные отходы, предназначенные к дальнейшему захоронению, в России в настоящее время уже не поступают радионуклиды, вносящие наибольший суммарный вклад в долговременную радиотоксичность захораниваемых отходов. Помимо этого, на РТ-1 действует единственная в мире установка фракционирования высокоактивных отходов для выделения нуклидов для производства изотопной продукции. ФЦП ЯРБ предусматривает выполнение мероприятий по обеспечению экологической безопасности, поэтапному снижению и прекращению сбросов жидких радиоактивных отходов ФГУП «ПО «Маяк». К таким мероприятиям относятся следующие:

• разработка стратегических решений по проблемам Теченского каскада водоемов;
• консервация водоемов В-9 (Карачай) и В-17 (Старое болото);
• создание системы общесплавной канализации с отводом очищенных вод в левобережный канал;
• сооружение установок очистки вод спецканализации, средне- и низкоактивных РАО;
• создание комплекса цементирования жидких и гетерогенных САО;
• создание комплекса переработки ТРО и строительство приповерхностного хранилища твердых САО и НАО;
• создание новой печи остекловывания и расширение хранилища остеклованных ВАО;
• создание современной системы радиоэкологического мониторинга.

В ПО «Маяк» проводятся работы по модернизации технологических схем переработки ОЯТ для снижения объемов технологических отходов, а также обеспечения возможности приема и переработки всех типов отработавшего топлива, включая неперерабатывающееся в настоящее время. В среднесрочной перспективе здесь должна быть обеспечена переработка наиболее «проблемных» видов накопленного ОЯТ – АМБ, ЭГП (в случае принятия соответствующего решения), ДАВ, дефектных сборок РБМК и т.д.

Подготовка к переработке ОЯТ АМБ

Одной из наиболее острых проблем в области ядерной и радиационной безопасности является обращение с ОЯТ реакторов АМБ. Два реактора АМБ Белоярской АЭС были остановлены в 1989 году. ОЯТ выгружено из реакторов и в настоящее время хранится в бассейнах выдержки Белоярской АЭС и «мокром» хранилище ПО «Маяк».

Характерные особенности отработавших тепловыделяющих сборок АМБ – наличие около 40 типов топливных композиций и большие габаритные размеры (длина ОТВС около 13 м). Основной проблемой при хранении их на Белоярской АЭС является коррозия чехловых труб кассет и облицовки бассейнов выдержки.

В ФЦП ЯРБ предусмотрен комплекс работ по обращению с ОЯТ АМБ, предусматривающий его переработку в ПО «Маяк». В настоящее время выбраны и обоснованы технологии радиохимической переработки ОЯТ АМБ и технологические регламенты. В 2011 году проведена опытная переработка топлива АМ – аналога ОЯТ АМБ. Разработан проект отделения разделки и пеналирования (ОРП), проведен конкурс на капитальные работы по его созданию (разработка рабочей документации, строительные работы и изготовление оборудования ОРП). Одновременно на Белоярской АЭС проведены мероприятия по безопасному хранению ОЯТ АМБ: установка кассет К17у из углеродистой стали в нержавеющие чехлы, подготовка технических средств для оперативного поиска и устранения течи облицовки бассейнов выдержки, реконструкция вентиляционных систем, подготовка к герметизации смежных с бассейнами помещений. К 2015 году запланировано завершение разработки и проверки технологических решений по разделке кассет с ОТВС в ОРП и радиохимической переработке ОЯТ, монтаж оборудования, пусконаладочные работы и ввод в эксплуатацию отделения разделки и пеналирования в ПО «Маяк».

Начало разделки и переработки ОЯТ АМБ запланировано на 2016 год. К 2018 году должно быть переработано ОЯТ, хранящееся в бассейне-хранилище ПО «Маяк», в 2020 году планируется полностью освободить бассейны Белоярской АЭС от этого топлива, в 2023 году – завершить его переработку.

Варианты окончательного решения вопроса ОЯТ ЭГП

Единственный вид ОЯТ, для обращения с которым на настоящий момент завершающей стадии не принято решения – топливо реакторов ЭГП (Билибинская АЭС). Как и ОЯТ АМБ, оно также является длинномерным, состав топливной композиции близок к составу одной из модификаций топлива АМБ, поэтому данный вид ОЯТ можно переработать в ПО «Маяк» после начала работы ОРП, то есть после 2016 года. Однако очень большая удаленность Билибинской АЭС, отсутствие инфраструктуры извлечения и удаления ОЯТ с площадки станции и адекватной транспортной инфраструктуры в районе ее расположения обуславливают крайне высокие затраты на реализацию данного проекта. В то же время вечная мерзлота в районе расположения Билибинской АЭС создает для организации пункта окончательной изоляции РАО и ОЯТ благоприятные условия, такие как:

• использование естественного теплофизического барьера;
• отсутствие во вмещающей геологической среде воды в свободном состоянии, что препятствует миграции радионуклидов из хранилища в окружающую среду;
• замедление окислительно-восстановительных реакций в вечномерзлых породах, что увеличивает время работоспособности инженерных барьеров.

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

Еще один вариант предусматривает сооружение в непосредственной близости от площадки Билибинской АЭС опытно-промышленного объекта подземной изоляции скважинного или штольневого типа («Безопасность ядерных технологий и окружающей среды», №2-2012, с. 133-139). Всесторонне обоснованный выбор в пользу одного из вариантов обращения с ОЯТ ЭГП должна принять в течение 2012 года рабочая группа, в которую входят представители Госкорпорации «Росатом», Чукотской администрации, организаций атомной отрасли – разработчиков транспортно-технологических схем обращения с ОЯТ ЭГП, экспертной организации Ростехнадзора (НТЦ ЯРБ).

Обращение с облученными блоками ДАВ

В настоящее время на Сибирском химическом и Горно-химическом комбинатах накоплен большой объем облученных блоков ДАВ-90, содержащих высокообогащенный уран. Они хранятся в бассейнах выдержки реакторных заводов с 1989 года. Ежегодные обследования состояния оболочек блоков ДАВ-90 показывают наличие коррозионных дефектов.

Госкорпорация «Росатом» приняла решение о вывозе блоков ДАВ-90 на переработку в ПО «Маяк». Разработана и изготовлена партия транспортно-упаковочных контейнеров, отвечающих всем современным требованиям безопасности, ведутся работы по подготовке и оснащению необходимым оборудованием узлов загрузки-выгрузки на СХК, ГХК и ПО «Маяк», по комплектации партий блоков ДАВ для транспортирования на переработку. В 2012 году должны быть проведены полномасштабные испытания транспортно-технологической схемы вывоза ДАВ-90 в ПО «Маяк», включая «горячие» испытания.

Удаление ОЯТ РБМК с площадок АЭС

Наибольший объем накопленного ОЯТ составляет топливо РБМК-1000, которое вплоть до 2011 года не вывозилось с АЭС. Для удаления основного объема накопленного ОЯТ РБМК-1000 с площадок станций предусматривается:

• создание на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС комплексов по разделке ОТВС;
• организация на АЭС буферных площадок «сухого» хранения ОЯТ в контейнерах двухцелевого назначения с последующим вывозом на ГХК;
• строительство на ГХК «сухого» хранилища.

В апреле 2012 года состоялся вывоз первого эшелона ОЯТ РБМК на «сухое» хранение.

В настоящее время эксплуатация комплекса по разделке ОТВС на Ленинградской АЭС идет в штатном режиме.

Комплекс разделки отработавшего топлива предназначен для приемки ОТВС из пристанционного хранилища, разделения ОТВС на два пучка твэлов (ПТ), установки ПТ в ампулы, загрузки ампул в дистанционирующий чехол МБК и загрузки чехла в контейнер. Безопасность работы обеспечивает технология ампулирования отдельных пучков твэлов перед загрузкой в контейнер. Ампула имеет ядерно безопасную геометрию и является для ПТ защитной оболочкой, не позволяющей ОЯТ выйти из нее, как в процессе разделки ОТВС в камере, так и при длительном хранении. Конструкция ампулы, а также схема транспортирования и хранения ПТ в индивидуальной оболочке обеспечивают:

• предотвращение просыпей ОЯТ при транспортных операциях в камере разделки ОТВС;
• снижение тяжести последствий возможных аварийных падений, как самих ампул, так и чехла с ампулами с ПТ при работах в отделении разделки;
• снижение тяжести последствий при возможных аварийных падениях контейнера при его транспортировке.

Дефектное ОЯТ РБМК, которое не может быть размещено на «сухое» хранение, в ближайшие годы будет перерабатываться в ПО «Маяк». В 2011 году реализован «пилотный» проект, продемонстрировавший возможность доставки и переработки ОЯТ РБМК по штатной технологии с получением товарной урановой продукции («Безопасность ядерных технологий и окружающей среды», №2-2012, с. 142-145).

Хранение ОЯТ на Горно-химическом комбинате

Создаваемое централизованное «сухое» хранилище ОЯТ на ГХК представляет собой сооружение камерного типа.

Проектные решения камерного хранилища предусматривают два контролируемых физических барьера:

• герметичный (сварной) пенал (высотой 4 м для 30 ПТ топлива РБМК-1000 и высотой 5 м для трех ОТВС ВВЭР-1000);
• узел хранения (труба), герметизируется сваркой.

Охлаждение узлов хранения обеспечивается естественной конвекцией: ОЯТ РУ РБМК-1000 – с поперечной, ОЯТ РУ ВВЭР-1000 – с продольной подачей воздуха.

В 2011 году состоялся ввод в эксплуатацию пускового комплекса для хранения ОТВС РБМК-1000 вместимостью 9200 т по UO 2 . В 2015 году будут запущены еще один модуль «сухого» хранилища для ОТВС РБМК-1000 на 15870 т UO 2 , а также «сухое» хранилище для ОТВС ВВЭР-1000 вместимостью 8600 т UO 2 .

В настоящее время ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 после трех лет выдержки в приреакторных бассейнах размещается в централизованном «мокром» хранилище ГХК, вместимость которого увеличена до 8600 т. Для дальнейшего увеличения емкости хранения ОЯТ ВВЭР-1000 предполагается создание контейнерного хранилища.

На Горно-химическом комбинате, помимо централизованных хранилищ ОЯТ, создается завод по фабрикации МОКС-топлива для быстрого реактора БН-800. Планируется строительство подземной лаборатории для исследований в области геологической изоляции высокоактивных и долгоживущих РАО, а также опытно-демонстрационного центра по отработке инновационных технологий переработки ОЯТ (в перспективе – крупного радиохимического перерабатывающего завода).

Опытно-демонстрационный центр

Создаваемый в настоящее время опытно-демонстрацио­нный центр (ОДЦ) предназначен для отработки в промышленном масштабе новых подходов к переработке ОЯТ с минимизацией образования жидких радиоактивных отходов, эффективным отделением на головных операциях 3Н и 129I для исключения этих нуклидов из сбросных потоков, получением достоверных исходных данных для проектирования крупномасштабного перерабатывающего комплекса. Будут изучены возможности переработки ОЯТ в режиме «заказа потребителя», то есть с задаваемыми заказчиком номенклатурой и качеством продуктов регенерации.

В процессе разработки ОДЦ происходит воссоздание современной научно-технологической базы для развития радиохимической промышленности и повышения уровня компетенции проектных и конструкторских организаций. На создаваемом ОДЦ будут отрабатываться инновационные технологии, в первую очередь, основанные на водных методах переработки (упрощенный ПУРЕКС-процесс, переработка с использованием кристаллизационной очистки урана, экстракционное фракционирование высокоактивных отходов, другие водные процессы) а также неводный метод переработки – флюидная экстракция. Технологическая схема основной технологической линии ОДЦ обеспечит замкнутый по воде технологический цикл и уменьшение объемов РАО для захоронения. Разрабатываемый ОДЦ является многофункциональным и включает: «базовую» технологическую линию, обеспечивающую отработку технологии полного цикла переработки ОЯТ, с производительностью от 100 т ОЯТ в год; исследовательские камеры для отработки отдельных операций новых технологий переработки ОЯТ, с производительностью от 2 т до 5 т ОЯТ в год; аналитический комплекс; узел переработки нетехнологических отходов; хранилище U-Pu-Np продуктов; хранилище ВАО; хранилище САО.

Из около 1000 единиц разрабатываемого для ОДЦ нестандартного оборудования около четверти – абсолютно новое оборудование, не имеющее аналогов. Для новых типов оборудования проводятся работы по его отработке на полномасштабных макетах на специально созданных «холодных» стендах. В настоящее время разработан проект ОДЦ, разрабатывается рабочая документация, подготовлена площадка строительства, проводятся конкурсы, идут работы по созданию нестандартного оборудования и закупка стандартного оборудования. К 2015 году планируется создать пусковой комплекс ОДЦ со строительством всего здания и коммуникаций в полном объеме и оборудованием исследовательских камер для старта отработки технологий в 2016 году.

Перспективы переработки ОЯТ на ГХК

На основе выбранных и отработанных в промышленном масштабе экологически и экономически оптимизированных инновационных технологий к 2025 году планируется создать крупномасштабный перерабатывающий радиохимический завод. Это предприятие совместно с производством топлива для быстрых реакторов и объектом окончательной изоляции отходов переработки ОЯТ предоставит возможность решить проблему как накопленного топлива, так и ОЯТ, которое будет выгружаться из существующих и планируемых к созданию АЭС.

Как в опытно-демонстрационном центре, так и на крупномасштабном производстве на ГХК предполагается перерабатывать ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и большую часть ОТВС РБМК-1000. Продукты регенерации будут использоваться в ядерном топливном цикле, уран – в производстве топлива для реакторов на тепловых нейтронах, плутоний (совместно с нептунием) – для быстрых реакторов. При этом темпы переработки ОЯТ РБМК будут зависеть от востребованности продуктов регенерации (как урана, так и плутония) в ядерном топливном цикле.

Подходы, описанные выше, легли в основу «Программы создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на 2012-2020 годы и на период до 2030 года», утвержденную в ноябре 2011 года («Безопасность ядерных технологий и окружающей среды», №2-2012, с. 40-55).

Автор

Политика Госкорпорации «Росатом» в области обращения с отработавшим ядерным топливом, изложенная в отраслевой Концепции по обращению с ОЯТ (2008 год), основывается на базовом принципе – необходимости переработки ОЯТ для обеспечения экологически приемлемого обращения с продуктами деления и возврата в ядерный топливный цикл регенерированных ядерных материалов. Высший приоритет при обращении с ОЯТ отдается обеспечению ядерной и радиационной безопасности, физической защиты и сохранности ядерных материалов на всех стадиях обращения с топливом, невозложению чрезмерного бремени на будущие поколения. Стратегическими направлениями в этой области являются:

• создание надежной системы контролируемого хранения ОЯТ;
• развитие технологий переработки ОЯТ;
• сбалансированное вовлечение продуктов регенерации в ядерный топливный цикл;
• окончательная изоляция (захоронение) образующихся при переработке радиоактивных отходов.

Вывоз, переработка и утилизация отходов с 1 по 5 класс опасности

Работаем со всеми регионами России. Действующая лицензия. Полный комплект закрывающих документов. Индивидуальный подход к клиенту и гибкая ценовая политика.

С помощью данной формы вы можете оставить заявку на оказание услуг, запросить коммерческое предложение или получить бесплатную консультацию наших специалистов.

Отправить

В 20 веке безостановочный поиск идеального источника энергии, казалось бы завершился. Этим источником стали ядра атомов и реакции, происходящие в них - во всем мире началась активная разработка ядерного оружия и строительство атомных электростанций.

Но планета быстро столкнулась с проблемой – переработки и уничтожения ядерных отходов. Энергия атомных реакторов несет в себе массу опасностей, так же как и отходы данной отрасли. До сих пор тщательно проработанной технологии переработки не существует, в то время как сама сфера активно развивается. Поэтому безопасность зависит в первую очередь от правильной утилизации.

Определение

Ядерные отходы содержат в себе радиоактивные изотопы определенных химических элементов. В России, согласно определению, данному в ФЗ №170 «Об использовании атомной энергии» (от 21 ноября 1995 года), дальнейшее использование таких отходов не предусматривается.

Главная опасность материалов заключается в излучении гигантских доз радиации, губительно действующей на живой организм. Последствиями радиоактивного воздействия становятся генетические нарушения, лучевая болезнь и смерть.

Карта классификаций

Основным источником ядерных материалов в России являются сфера атомной энергетики и военные разработки. Все отходы ядерного производства имеют три степени радиации, знакомые многим еще из курса физики:

• Альфа - излучающие.
• Бета - излучающие.
• Гамма - излучающие.

Первые считаются самыми безобидными, так как дают неопасный уровень радиации, в отличие от двух других. Правда, это не мешает им входить в класс наиболее опасных отходов.


В целом, карта классификаций ядерных отходов в России делит их на три вида:

1. Твердый ядерный мусор. К нему относится огромное количество материалов технического обслуживания в сферах энергетики, одежда персонала, мусор, скапливающийся в ходе работы. Такие отходы сжигают в печах, после чего пепел смешивается со специальной цементной смесью. Ее заливают в бочки, запаивают и отправляют в хранилище. Захоронение подробно описано ниже.
2. Жидкие. Процесс работы атомных реакторов невозможен без использования технологических растворов. Кроме того, сюда относится вода, которую применяют для обработки спец костюмов и мытья работников. Жидкости тщательно выпаривают, а дальше происходит захоронение. Жидкие отходы нередко перерабатываются и используются в качестве топлива для атомных реакторов.
3. Элементы конструкции реакторов, транспорта и средств технического контроля на предприятии составляют отдельную группу. Их утилизация - самая дорогостоящая. На сегодняшний день существует два выхода: установка саркофага или демонтаж с его частичной дезактивацией и дальнейшее отправление в хранилище на захоронение.

Карта ядерных отходов в России также определяет низкоактивные и высокоактивные:

• Низкоактивные отходы — возникают в процессе деятельности лечебных учреждений, институтов и исследовательских центров. Здесь радиоактивные вещества применяются для проведения химических тестов. Уровень радиации, излучаемой этими материалами, очень низок. Правильная утилизация позволяет превратить опасный мусор в обычный приблизительно за несколько недель, после чего его можно уничтожить как обычные отходы.
• Высокоактивные отходы - это отработанное топливо реакторов и материалы, применяемые в военной промышленности для разработки ядерного оружия. Топливо на станциях представляет собой специальные стержни с радиоактивным веществом. Реактор функционирует примерно 12 — 18 месяцев, после чего топливо необходимо менять. Объем отходов при этом просто колоссальный. И эта цифра растет во всех странах, развивающих сферу атомной энергетики. Утилизация высокоактивных отходов должна учитывать все нюансы, чтобы избежать катастрофы для окружающей среды и человека.

Переработка и утилизация

На данный момент существует несколько методов утилизации ядерных отходов. Все они имеют свои преимущества и недочеты, но как ни крути, не позволяют полностью избавиться от опасности радиоактивного воздействия.

Захоронение

Захоронение отходов - наиболее перспективный метод утилизации, который особенно активно применяется в России. Сначала происходит процесс витрификации или «остекловывания» отходов. Отработавшее вещество кальцинируют, после чего в смесь добавляется кварц, и такое «жидкое стекло» вливается в специальные цилиндрические формы из стали. Полученный стеклянный материал устойчив к воздействию воды, что уменьшает возможность попадания радиоактивных элементов в среду.

Готовые цилиндры заваривают и тщательно моют, избавляясь от малейшего загрязнения. Далее они отправляются в хранилище на очень длительное время. Хранилище устраивают на геологических устойчивых территориях, чтобы хранилище не было повреждено.

Геологическое захоронение осуществляют на глубине более 300 метров таким образом, чтобы в течение долгого времени отходы не нуждались в дальнейшем обслуживании.

Сжигание

Часть ядерных материалов, как уже говорилось выше, представляет собой непосредственные результаты производства, а своего рода побочный мусор в сфере энергетики. Это материалы, в ходе производства подвергшиеся облучению: макулатура, дерево, одежда, бытовой мусор.

Все это сжигается в специально спроектированных печах, позволяющих минимизировать уровень токсичных веществ в атмосферу. Пепел, среди прочих отходов, подвергается цементированию.

Цементирование

Захоронение (один из способов) ядерных отходов в России путем цементирования – одна из самых распространенных практик. Суть заключается в помещении облученных материалов и радиоактивных элементов в специальные контейнеры, которые затем заливают специальным раствором. В состав такого раствора входит целый коктейль из химических элементов.

В результате он практически не подвергается воздействию внешней среды, что позволяет достичь практически неограниченного срока. Но стоит сделать оговорку, что подобное захоронение возможно только для утилизации отходов среднего уровня опасности.

Уплотнение

Давняя и достаточно надежная практика, нацеленная на захоронение и уменьшение объема отходов. Она не применяется для переработки основных топливных материалов, но позволяет обработать другие отходы низкого уровня опасности. В данной технологии применяются гидравлические и пневматические прессы с низкой силой давления.

Повторное применение

Использование радиоактивного материала в области энергетики происходит не в полной мере – в силу специфики активности данных веществ. Отработавшие свое, отходы все еще остаются потенциальным источником энергии для реакторов.

В современном мире и тем более в России ситуация с энергетическими ресурсами довольно серьезная, и потому вторичное использование ядерных материалов в качестве топлива для реакторов уже не кажется невероятным.

Сегодня существуют методы, позволяющие применять отработавшее сырье для применения в сферах энергетики. Радиоизотопы, содержащиеся в отходах, используют для обработки пищевых продуктов и в качестве «батарейки» для работы термоэлектрических реакторов.

Но пока технология еще находится в развитии, и идеального метода переработки не найдено. Тем не менее, переработка и уничтожение ядерных отходов позволяет частично разрешить вопрос с подобным мусором, используя его в качестве топлива для реакторов.

К сожалению в России подобный метод избавления от ядерного мусора практически не развивается.

Объемы

В России во всем мире объемы ядерных отходов, отправляющихся на захоронение, составляют десятки тысяч кубометров ежегодно. Каждый год европейские хранилища принимают около 45 тысяч кубометров отходов, а в США такой объем поглощает лишь один полигон в штате Невада.

Ядерные отходы и работы связанные с ними за рубежом и в России – это деятельность специализированных предприятий, снабженных качественной техникой и оборудованием. На предприятиях отходы подвергаются различным способам обработки, описанным выше. В результате удается уменьшить объем, снизить уровень опасности и даже использовать некоторый мусор в сфере энергетики как топливо для атомных реакторов.

Мирный атом давно доказал, что все не так просто. Область энергетики развивается, и будет развиваться. То же можно сказать и о военной сфере. Но если на выброс других отходов мы иногда закрываем глаза, неправильно утилизированные ядерный мусор может стать причиной тотальной катастрофы для всего человечества. Поэтому этот вопрос требует скорейшего решения, пока не поздно.