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.
Интересное видео прилетело от студии “Сибирский ГХК”. ГХК - это “Горно-Химический Комбинат” под Красноярском, когда-то бывший центром по наработке оружейного плутония, а теперь специализирующийся на хранении и переработке ОЯТ.
Напомню, переработка ОЯТ - это одна из трех главных технологий замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ): (1)трансмутации/сжигания в реакторе, (2)экстракции новых делящихся материалов в процессе переработки ОЯТ, и (3)фабрикация нового топлива для пункта #1 (как раз и получаем цикл). Кстати, если вам это совсем не понятно, советую прочесть мой , где я попытался объяснить это максимально подробно.
Так вот, в ГХК с 2009 года строится комплекс сооружений:
Два корпуса сухого централизованного хранилища ОЯТ РБМК. Это просто хранилище с пеналами ОЯТ РБМК, которые медленно остывают, и будут так делать еще десятилетия. Его задача разгрузить пристанционные хранилища РБМК, которые скоро начнут выводить из эксплуатации. Перерабатывать это ОЯТ не будут - в нем слишком мало остаточное содержание делящихся материалов. Два корпуса позволяют разместить 18000 тонн ОЯТ РБМК.
Один корпус сухого хранилища ОЯТ ВВЭР-1000 и комплекс перегрузки из мокрого хранилища ВВЭР-1000. Напомню, что при развитии ВВЭР-1000 сразу было решено строить централизованное, а не пристанционные хранилища ОЯТ, и оно было введено в 1985 году на ГХК. Там стоит 8000 тонн ОЯТ ВВЭР-1000, и хранилище близко к заполнению. Теперь сухое (более дешевое) хранилище дополнит первое
Опытно-демонстрационный центр по переработке ОЯТ ВВЭР-1000. Его производительность будет 250 тонн в год, что примерно равно годовой выгрузке всех ВВЭР-1000/1200 в 2020 году (сейчас меньше).
Именно это строительство и показано на видео
Озвучена цена в 75 +30-35 млрд рублей=110-115 млрд, что довольно интересно. Известно, что сухие хранилища ОЯТ РБМК обошлись в 40 миллиардов, если положить на сухое хранилище ОЯТ ВВЭР-1000 с узлом перегрузки еще 30, то получаем стоимость ОДЦ 40+ миллиардов рублей, что, конечно, недешево.
Опытно-демонстрационный центр по переработке ОЯТ ВВЭР-1000 интересен тем, что здесь будет использоваться технология без сбросов жидких радиоактивных отходов (основная их масса образуется при растворении оболочек твэлов - в французском Ла-Аг, эти ЖРО сбрасывают в океан, например), а количество твердых радиоактивных отходов (это продукты деления и активации конструкции) по объему составляет ¼ от объема занимаемого перерабатываемой ТВС в контейнере, т.е. нужно в итоге в 4 раза меньше объемов окончательного захоронения. Тут есть еще тонкости со временем хранения - которое для ТВС определяется минорными актиноидами и технецием-99 - если в ходе переработки ОЯТ их извлечь и трансмутировать в в специальном реакторе во что-то более короткоживущее, то мы получим вместо сотен тысяч лет хранения ОЯТ сотни лет хранения радиоактивного мусора, оставшегося после переработки - сокращение почти в тысячу раз.
Росэнергоатом очень заинтересован в строительстве этого комплекса - с 27 года на него лягут все расходы на хранение ОЯТ, и без сухих хранилищ и переработки концерну придется туго.
ОДЦ в ГХК так же поучаствует в замыкании ядерного топливого цикла - плутоний ОЯТ ВВЭР-1000, в объеме примерно 2,5 тонны в год будет поступать на изготовления свежего топлива для БН-800 (если разрыв по соглашению СУОП устоит) или БН-1200 (если его построят).
В принципе, дальний план концерна Росэнергоатом - построить 3-6 БН-1200, и все ОЯТ ВВЭР перерабатывать таким образом, получая топливо для БН, а ОЯТ БН-1200, в свою очередь перерабатывать в МОКС топливо для ВВЭР. В итоге получается, что нового ОЯТ на хранение не образуется, а кроме того экономится 15-20% природного урана. Для этого благолепия, правда, надо построить еще более крупный завод по переработке ОЯТ, скажем на 1000 тонн в год (именно столько сейчас у крупнейшего в мире завода Areva в Ла-Аг) - это тоже в планах, впрочем я тут упрощаю - вариантов развития очень много и технологических звеньев тоже заметно больше.
Более подробно планы Росатома можно увидеть на этих трех слайдах:
Отработанное ядерное топливо энергетических реакторов Начальная стадия послереакторного этапа ЯТЦ одинакова для открытого и закрытого циклов ЯТЦ.
Она включает в себя извлечение ТВЭЛов с отработанным ядерным топливом из реактора, хранение его в пристанционном бассейне («мокрое» хранение в бассейнах выдержки под водой) в течение нескольких лет и затем транспортировка к заводу переработки. В открытом варианте ЯТЦ отработанное топливо помещают в специально оборудованные хранилища («сухое» хранение в среде инертного газа или воздуха в контейнерах или камерах), где выдерживают нескольких десятилетий, затем перерабатывают в форму, предотвращающую хищение радионуклидов и подготавливают к окончательному захоронению.
В закрытом варианте ЯТЦ отработавшее топливо поступает на радиохимический завод, где перерабатывается с целью извлечения делящихся ядерных материалов.
Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) - особый вид радиоактивных материалов – сырьё для радиохимической промышленности.
Облученные тепловыделяющие элементы, извлеченные из реактора после их отработки, обладают значительной накопленной активностью. Различают два вида ОЯТ:
1) ОЯТ промышленных реакторов, которое имеет химическую форму как самого топлива, так и его оболочки, удобную для растворения и последующей переработки;
2) ТВЭЛы энергетических реакторов.
ОЯТ промышленных реакторов перерабатывают в обязательном порядке, тогда как ОЯТ перерабатывают далеко не всегда. Энергетическое ОЯТ относят к высокоактивным отходам, если не подвергают дальнейшей переработке, или к ценному энергетическому сырью, если подвергают переработке. В некоторых странах (США, Швеция, Канада, Испания, Финляндия) ОЯТ полностью относят к радиоактивным отходам (РАО). В Англии, Франции, Японии – к энергетическому сырью. В России часть ОЯТ считается радиоактивными отходами, часть поступает на переработку на радиохимические заводы (146).
Из-за того, что далеко не все страны придерживаются тактики замкнутого ядерного цикла, ОЯТ в мире постоянно увеличивается. Практика стран, придерживающихся замкнутого уранового топливного цикла показала, что частичное замыкание ЯТЦ легководных реакторов убыточно даже при возможном в последующие десятилетия удорожании урана в 3-4 раза. Тем не менее эти страны замыкают ЯТЦ легководных реакторов, покрывая затраты за счет увеличения тарифов на электроэнергию. Наоборот, США и некоторые другие страны отказываются от переработки ОЯТ, имея в виду будущее окончательное захоронение ОЯТ, предпочитая его длительную выдержку, что оказывается дешевле. Тем не менее, ожидается, что к двадцатым годам переработка ОЯТ в мире увеличится.
Извлеченное из активной зоны энергетического реактора ТВС с отработанным ядерным топливом хранят в бассейне выдержки на АЭС в течение 5-10 лет для снижения в них тепловыделения и распада короткоживущих радионуклидов. В 1 кг отработавшего ядерного топлива АЭС в первый день после его выгрузки из реактора содержится от 26 до 180 тыс. Ки радиоактивности. Через год активность 1 кг ОЯТ снижается до 1 тыс. Ки, через 30 лет-до 0,26 тыс. Ки. Через год после выемки, в результате распада короткоживущих радионуклидов активность ОЯТ сокращается в 11 - 12 раз, а через 30 лет - в 140 - 220 раз и дальше медленно уменьшается в течение сотен лет 9 (146).
Если в реактор первоначально загружался природный уран, то в отработавшем топливе остается 0,2 - 0,3% 235U. Повторное обогащение такого урана экономически нецелесообразно, поэтому он остается в виде так называемого отвального урана. Отвальный уран в дальнейшем может быть использован как воспроизводящий материал в реакторах на быстрых нейтронах. При использовании для загрузки ядерных реакторов низкообогащенного урана ОЯТ содержит 1% 235U. Такой уран может быть дообогащен до первоначального содержания его в ядерном топливе, и возвращен в ЯТЦ. Восстановление реактивности ядерного топлива может быть осуществлено добавлением в него других делящихся нуклидов - 239Pu или 233U, т.е. вторичного ядерного топлива. Если к обедненному урану добавляется 239Pu в количестве, эквивалентном обогащению топлива 235U, то реализуется уран-плутониевый топливный цикл. Смешанное уран-плутониевое топливо используется как в реакторах на тепловых, так и на быстрых нейтронах. Уран-плутониевое топливо обеспечивает максимально полное использование урановых ресурсов и расширенное воспроизводство делящегося материала. Для технологии регенерации ядерного топлива чрезвычайно важны характеристики выгружаемого из реактора топлива: химический и радиохимический состав, содержание делящихся материалов, уровень активности. Эти характеристики ядерного топлива определяются мощностью реактора, глубиной выгорания топлива в реакторе, продолжительностью кампании, коэффициентом воспроизводства вторичных делящихся материалов, времени выдержки топлива после выгрузки его из реактора, типом реактора.
Выгруженное из реакторов отработавшее ядерное топливо передается на переработку только после определенной выдержки. Это связано с тем, что среди продуктов деления имеется большое количество короткоживущих радионуклидов, которые определяют большую долю активности выгружаемого из реактора топлива. Поэтому свежевыгруженное топливо выдерживают в специальных хранилищах в течение времени, достаточного для распада основного количества короткоживущих радионуклидов. Это значительно облегчает организацию биологической защиты, снижает радиационное воздействие на химические реагенты и растворители в процессе переработки обработавшего ядерного топлива и уменьшает набор элементов, от которых должны быть очищены основные продукты. Так, после двух-трехлетней выдержки активность облученного топлива определяют долгоживущие продукты деления: Zr, Nb, Sr, Ce и другие РЗЭ, Ru и α-активные трансурановые элементы. 96% ОЯТ – это уран-235 и уран-238, 1% - плутоний, 2-3% - радиоактивные осколки деления.
Время выдержки ОЯТ - 3 года для легководных реакторов, 150 суток для реакторов на быстрых нейтронах (155).
Суммарная активность продуктов деления, содержащихся в 1 т ОЯТ ВВЭР-1000 после трех лет выдержки в бассейне выдержки (ББ), составляет 790000 Ки.
При хранении ОЯТ в пристанционном хранилище, его активность монотонно уменьшается (примерно на порядок за 10 лет). Когда активность упадет до норм, определяющих безопасность транспортировки ОЯТ по железной дороге, его извлекают их хранилища и перемещают либо в долговременное хранилище, либо на завод по переработке топлива. На перерабатывающем заводе сборки ТВЭЛов с помощью погрузочно-разгрузочных механизмов перегружается из контейнеров в заводской буферный бассейн-хранилище. Здесь сборки хранят до тех пор, пока их не направляют на переработку. После выдержки в бассейне в течение срока, выбранного на данном заводе, ТВС выгружают из хранилища и направляют в отделение подготовки топлива к экстракции на операции вскрытия отработавших твэлов.
Переработку облученного ядерного топлива проводят с целью извлечения из него делящихся радионуклидов (прежде всего 233U, 235U и 239Pu), очистки урана от нейтрон поглощающих примесей, выделения нептуния и некоторых других трансурановых элементов, получения изотопов для промышленных, научных или медицинских целей. Под переработкой ядерного топлива понимают переработку ТВЭЛов энергетических, научных или транспортных реакторов, так и переработку бланкетов реакторов-размножителей. Радиохимическая переработка ОЯТ – основная стадия закрытого варианта ЯТЦ, и обязательная стадия наработки оружейного плутония (рис.35).
Переработка делящегося материала, облученного нейтронами в ядерном реакторе топлива осуществляется для решения таких задач, как
Получение урана и плутония для производства нового топлива;
Получение делящихся материалов (урана и плутония) для производства ядерных боеприпасов;
Получение разнообразных радиоизотопов, находящих применение в медицине, промышленности и науке;
Рис. 35. Некотрые этапы переботки отработанного ядерного топлива на ПО Маяк. Все операции проводят с помощью манипуляторов и камерах защищенных 6-слойным свинцовым скеклом (155).
Получение доходов от других стран, которые либо заинтересованы в первом и втором, либо не хотят хранить у себя большие объемы ОЯТ;
Решение экологических проблем, связанных с захоронением РАО.
В России перерабатывается облученный уран реакторов-бридеров и ТВЭЛы реакторов ВВЭР-440, БН и некоторых судовых двигателей; ТВЭЛы основных типов энергетических реакторов ВВЭР-1000, РБМК (любых типов) не перерабатываются и в настоящее время накапливаются в специальных хранилищах.
В настоящее время количество ОЯТ постоянно увеличивается и его регенерация - основная задача радиохимической технологии переработки отработавших ТВЭЛов. В процессе переработки проводится выделение урана и плутония и очистка их от радиоактивных продуктов деления, в том числе от нейтронопоглощающих нуклидов (нейтронных ядов), которые при повторном использовании делящихся материалов могут препятствовать развитию в реакторе цепной ядерной реакции.
Среди радиоактивных продуктов деления содержится большое количество ценных радионуклидов, которые можно использовать в области малой ядерной энергетики (радиоизотопные источники тепла для термогенераторов электроэнергии), а также для изготовления источников ионизирующего излучения. Применение находят трансурановые элементы, получающиеся в результате побочных реакций ядер урана с нейтронами. Радиохимическая технология переработки ОЯТ должна обеспечивать извлечение всех нуклидов, полезных с практической точки зрения или представляющих научный интерес(147 43).
Процесс химической переработки отработавшего топлива связан с решением проблемы изоляции от биосферы большого количества радионуклидов образующихся в результате деления ядер урана. Эта проблема - одна из наиболее серьезных и трудно решаемых проблем развития ядерной энергетики.
Первая стадия радиохимического производства включает подготовку топлива, т.е. в освобождение его от конструкционных деталей сборок и разрушение защитных оболочек ТВЭЛов. Следующая стадия связана с переводом ядерного топлива в ту фазу, из которой будет производиться химическая обработка: в раствор, в расплав, в газовую фазу. Перевод в раствор чаще всего производят растворением в азотной кислоте. При этом уран переходит в шестивалентное состояние и образует ион уранила, UO 2 2+ , а плутоний - частично в шести и в четырехвалентное состояние, PuO 2 2+ и Pu 4+ соответственно. Перевод в газовую фазу связан с образованием летучих галогенидов урана и плутония. После перевода ядерных материалов соответствующую фазу проводят ряд операций, непосредственно связанных с выделением и очисткой ценных компонентов и выдачей каждого из них в форме товарного продукта(рис.36).
Рис.36. Общая схема обращения урана и плутония в замкнутом цикле (156).
Переработка (репроцессинг) ОЯТ заключается в извлечении урана, накопленного плутония и фракций осколочных элементов. В 1 т ОЯТ на момент извлечения из реактора содержится 950-980 кг 235U и 238U, 5,5-9,6 кг Pu, а также небольшое количество α- излучателей (нептуний, америций, кюрий и др.), активность которых может достигать 26 тыс. Ки на 1 кг ОЯТ. Именно эти элементы в ходе замкнутого ЯТЦ необходимо выделить, сконцентрировать, очистить и перевести в необходимую химическую форму.
Технологический процесс переработки ОЯТ включает:
Механическую фрагментацию (рубку) ТВС и ТВЭЛов с целью вскрытия топливного материала;
Растворение;
Очистку растворов балластных примесей;
Экстракционное выделение и очистку урана, плутония и других товарных нуклидов;
Выделение диоксида плутония, диоксида нептуния, гексагидрата нитрата уранила и закиси-окиси урана;
Переработку растворов, содержащих другие радионуклиды, и их выделение.
В основе технологии выделения урана и плутония, их разделения и очистки от продуктов деления лежит процесс экстракции урана и плутония трибутилфосфатом. Он осуществляется на многоступенчатых экстракторах непрерывного действия. В результате уран и плутоний очищаются от продуктов деления в миллионы раз. Переработка ОЯТ связана с образованием небольшого объема твердых и газообразных РАО активностью около 0,22 Ки/год (предельно допустимый выброс 0,9 Ки/год) и большим количеством жидких радиоактивных отходов.
Все конструкционные материалы ТВЕЛов отличаются химической стойкостью, и растворение их представляет серьезную проблему. Кроме делящихся материалов, ТВЭЛы содержат различные накопители и покрытия, состоящие из нержавеющей стали, циркония, молибдена, кремния, графита, хрома и др. При растворении ядерного топлива эти вещества не растворяются в азотной кислоте и создают в полученном растворе большое количество взвесей и коллоидов.
Перечисленные особенности ТВЭЛов обусловили необходимость разработки новых методов вскрытия или растворения оболочек, а также осветления растворов ядерного топлива перед экстракционной переработкой.
Глубина выгорания топлива реакторов для получения плутония существенно отличается от глубины выгорания топлива энергетических реакторов. Поэтому на переработку поступает материалы с гораздо более высоким содержанием радиоактивных осколочных элементов и плутония на 1 т U. Это приводит к повышению требований к процессам очистки получаемых продуктов и к обеспечению ядерной безопасности в процессе переработки. Трудности возникают из-за необходимости переработки и захоронения большого количества жидких высокоактивных отходов.
Далее проводят выделение, разделение и очистку урана, плутония и нептуния тремя экстракционными циклами. В первом цикле осуществляют совместную очистку урана и плутония от основной массы продуктов деления, а затем проводят разделение урана и плутония. На втором и третьем циклах уран и плутоний подвергают дальнейшей раздельной очистке и концентрированию. Полученные продукты - уранилнитрат и нитрат плутония - помещают в буферные ёмкости до передачи их в конверсионные установки. В раствор нитрата плутония добавляют щавелевую кислоту, образующуюся суспензию оксалата фильтруют, осадок кальцинируют.
Порошкообразную окись плутония просеивают через сито и помещают в контейнеры. В таком виде плутоний хранят до того, как он поступит на завод по изготовлению новых ТВЭЛов.
Отделение материала оболочки ТВЭЛов от топливной оболочки - одна из наиболее сложных задач процесса регенерации ядерного топлива. Существующие методы можно разделить на две группы: методы вскрытия с разделением материалов оболочки и сердечника ТВЭЛов и методы вскрытия без отделения материалов оболочки от материала сердечника. Первая группа предусматривает снятие оболочки ТВЭЛов и удаление конструкционных материалов до растворения ядерного топлива. Водно-химические методы заключаются в растворении материалов оболочки в растворителях, не затрагивающих материалы сердечника.
Использование этих методов характерно для переработки ТВЭЛов из металлического урана в оболочках из алюминия или магния и его сплавов. Алюминий легко растворяется в едком натре или азотной кислоте, а магний - в разбавленных растворах серной кислоты при нагревании. После растворения оболочки сердечник растворяют в азотной кислоте.
Однако ТВЭЛы современных энергетических реакторов имеют оболочки из коррозионностойких, труднорастворимых материалов: циркония, сплавов циркония с оловом (циркалой) или с ниобием, нержавеющей стали. Селективное растворение этих материалов возможно только в сильно агрессивных средах. Цирконий растворяют в плавиковой кислоте, в смесях её со щавелевой или азотной кислотами или растворе NH4F. Оболочку из нержавеющей стали - в кипящей 4-6 М H 2 SO 4 . Основной недостаток химического способа снятия оболочек - образование большого количества сильно засолённых жидких радиоактивных отходов.
Чтобы уменьшить объем отходов от разрушения оболочек и получить эти отходы сразу в твёрдом состоянии, более пригодном для длительного хранения, разрабатывают процессы разрушения оболочек под воздействием неводных реагентов при повышенной температуре (пирохимические методы). Оболочку из циркония снимают безводным хлористым водородом в псевдоожиженном слое Аl 2 О 3 при 350-800 о С. Цирконий превращается при этом в летучий ZrC l4 и отделяется от материала сердечника сублимацией, а затем гидролизуется, образуя твердую двуокись циркония. Пирометаллургические методы основаны на прямом оплавлении оболочек или растворения их в расплавах других металлов. Эти методы используют различие в температурах плавления материалов оболочки и сердечника или различие их растворимости в других расплавленных металлах или солях.
Механические методы снятия оболочек включают несколько стадий. Сначала отрезают концевые детали тепловыделяющей сборки и разбирают ее на пучки ТВЭЛов и на отдельные ТВЭЛы. Затем механически снимают оболочки отдельно с каждого ТВЭЛа.
Вскрытие ТВЭЛов может проводиться без отделения материалов оболочки от материала сердечника.
При реализации водно-химических методов оболочку и сердечник растворяют в одном и том же растворителе с получением общего раствора. Совместное растворение целесообразно при переработке топлива с высоким содержанием ценных компонентов (235U и Pu) или когда на одном заводе перерабатывают разные виды ТВЭЛов, различающихся размером и конфигурацией. В случае пирохимических методов ТВЭЛ обрабатывают газообразными реагентами, которые разрушают не только оболочку, но и сердечник.
Удачной альтернативой методам вскрытия с одновременным удалением оболочки и методам совместного разрушения оболочки и сердечников оказался метод «рубка-выщелачивание». Метод пригоден для переработки ТВЭЛов в оболочках, нерастворимых в азотной кислоте. Сборки ТВЭЛов разрезают на мелкие куски, обнаружившийся сердечник ТВЭЛа становится доступным действию химических реагентов и растворяется в азотной кислоте. Нерастворившиеся оболочки отмывают от остатков задержавшегося в них раствора и удаляют в виде скрапа. Рубка ТВЭЛов имеет определенные преимущества. Образующиеся отходы - остатки оболочек - находятся в твердом состоянии, т.е. не происходит образования жидких радиоактивных отходов, как при химическом растворении оболочки; не происходит и значительных потерь ценных компонентов, как при механическом снятии оболочек, так как отрезки оболочек могут быть отмыты с большой степенью полноты; конструкция разделочных машин упрощается в сравнении с конструкцией машин для механического снятия оболочек. Недостаток метода рубки-выщелачивания - сложность оборудования для рубки ТВЭЛов и необходимость его дистанционного обслуживания. В настоящее время исследуют возможность замены механических способов рубки на электролитический и лазерный методы.
В отработанных ТВЭЛах энергетических реакторов высокой и средней глубины выгорания накапливается большое количество газообразных радиоактивных продуктов, которые представляют серьезную биологическую опасность: тритий, иод и криптон. В процессе растворения ядерного топлива они в основном выделяются и уходят с газовыми потоками, но частично остаются в растворе, а затем распределяются в большом количестве продуктов по всей цепочки переработки. Особенно опасен тритий, образующий тритированную воду НТО, которую затем трудно отделить от обычной воды Н2О. Поэтому на стадии подготовки топлива к растворению вводят дополнительные операции, позволяющие освободить топливо от основной массы радиоактивных газов, сосредоточив их в небольших объемах сбросных продуктов. Куски оксидного топлива подвергают окислительной обработке кислородом при температуре 450-470 о С. При перестройке структуры решетки топлива в связи с переходом UO 2 -U 3 O 8 происходит выделение газообразных продуктов деления - тритий,йод, благородных газов. Разрыхление топливного материала при выделении газообразных продуктов, а также при переходе диоксида урана в закись-окись способствует ускорению последующего растворения материалов в азотной кислоте.
Выбор метода переведения ядерного топлива в раствор зависит от химической формы топлива, способа предварительной подготовки топлива, необходимости обеспечения определенной производительности. Металлический уран растворяют в 8-11М HNO 3 , а диоксид урана - в 6-8М HNO 3 при температуре 80-100 о С.
Разрушение топливной композиции при растворении приводит к освобождению всех радиоактивных продуктов деления. При этом газообразные продукты деления попадают в систему сброса отходящих газов. Перед выбросом в атмосферу сбросные газы очищают.
Выделение и очистка целевых продуктов
Уран и плутоний, разделенные после первого цикла экстракции, подвергают дальнейшей очистке от продуктов деления, нептуния и друг от друга до уровня, отвечающего техническим условиям ЯТЦ и затем превращают в товарную форму.
Наилучших результатов по дальнейшей очистке урана достигают комбинированием разных методов, например экстракции и ионного обмена. Однако в промышленном масштабе экономичнее и технически проще использовать повторение циклов экстракции с одним и тем же растворителем - трибутилфосфатом.
Число циклов экстракции и глубина очистки урана определяются типом и выгоранием ядерного топлива, поступающего на переработку, и задачей отделения нептуния. Для удовлетворения технических условий по содержанию примесных α-излучателей в уране общий коэффициент очистки от нептуния должен быть ≥500. Уран после сорбционной очистки реэкстрагируют в водный раствор, который анализируют на чистоту, содержание урана и степень обогащения по 235U.
Завершающая стадия аффинажа урана предназначена для перевода его в оксиды урана - либо осаждением в виде перекиси уранила, оксалата уранила, уранилкарбоната аммония или ураната аммония с последующим их прокаливанием, либо прямым термическим разложением гексагидрата уранилнитрата.
Плутоний после отделения от основной массы урана подвергают дальнейшей очистке от продуктов деления, урана и других актиноидов до собственного фона по γ- и β-активности. В качестве конечного продукта на заводах стремятся получать диоксид плутония, а в дальнейшем в комплексе с химической переработкой осуществлять и производство ТВЭЛов, что позволяет избежать дорогостоящих перевозок плутония, требующих особых предосторожностей особенно при перевозке растворов нитрата плутония. Все стадии технологического процесса очистки и концентрирования плутония требуют особой надежности систем обеспечения ядерной безопасности, а также защиты персонала и предотвращения возможности загрязнения окружающей среды ввиду токсичности плутония и высокого уровня α-излучения. При разработке оборудования учитывают все факторы, которые могут вызвать возникновение критичности: массу делящегося материала, гомогенность, геометрию, отражение нейтронов, замедление и поглощение нейтронов, а также концентрацию делящегося вещества в данном процессе и др. Минимальная критическая масса водного раствора нитрата плутония равна 510 г (при наличии водяного отражателя). Ядерная безопасность при осуществлении операций в плутониевой ветви обеспечивается специальной геометрией аппаратов (их диаметр и объем) и ограничением концентрации плутония в растворе, которая постоянно контролируется в определенных точках непрерывного процесса.
Технология окончательной очистки и концентрирования плутония основывается на проведении последовательных циклов экстракции или ионного обмена и дополнительной аффинажной операции осаждения плутония с последующим термическим превращением его в двуокись.
Диоксид плутония поступает в установку кондиционирования, где её подвергают прокаливанию, дроблению, просеиванию, комплектованию партий и упаковке.
Для изготовления смешанного уран-плутониевого топлива целесообразен метод химического соосаждения урана и плутония, позволяющий достичь полной гомогенности топлива. Такой процесс не требует разделения урана и плутония при переработке отработавшего топлива. В этом случае смешанные растворы получают при частичном разделении урана и плутония вытеснительной реэкстракций. Таким способом можно получать (U, Pu)O2 для легководных ядерных реакторов на тепловых нейтронах с содержанием PuO2 3%, а также для реакторов на быстрых нейтронах с содержанием PuO2 20%.
Дискуссия о целесообразности регенерации отработавшего топлива носит не только научно-технический и экономический, но и политический характер, так как развертывание строительства заводов регенерации представляет потенциальную угрозу распространения ядерного оружия. Центральная проблема - обеспечение полной безопасности производства, т.е. обеспечение гарантий контролируемого использования плутония и экологической безопасности. Поэтому сейчас создаются эффективные системы контроля технологического процесса химической переработки ядерного топлива, обеспечивающие возможность определения количества делящихся материалов на любой стадии процесса. Обеспечению гарантий нераспространения ядерного оружия служат так же предложения так называемых альтернативных технологических процессов, например CIVEX-процесс, в котором плутоний ни на одной из стадий процесса не отделяется полностью от урана и продуктов деления, что значительно затрудняет возможность его использования во взрывных устройствах.
Civex - воспроизводство ядерного топлива без выделения плутония.
Для повышения экологичности переработки ОЯТ разрабатываются неводные технологические процессы, в основе которых лежат различия летучести компонентов перерабатываемой системы. Преимущества неводных процессов заключаются в их компактности, в отсутствии сильных разбавлений и образовании больших объемов жидких радиоактивных отходов, в меньшем влиянии процессов радиационного разложения. Образующиеся отходы находятся в твердой фазе и занимают значительно меньший объем.
В настоящее время прорабатывается вариант организации АЭС, при котором на станции строятся не одинаковые блоки (например, три однотипных блока на тепловых нейтронах), а разнотипные (например, два тепловых и один быстрый реактор). Сначала обогащенное по 235U топливо сжигается на тепловом реакторе (с образованием плутония), затем ОТЯ топливо перемещается в быстрый реактор, в котором за счет возникшего плутония перерабатывается 238U. После окончания цикла использования, ОЯТ подается на радиохимический завод, который расположен прямо на территории АЭС. Завод не занимается полной переработкой топлива - он ограничивается выделением из ОЯТ только урана и плутония (путем отгонки шестифтористых фторидовэтих элементов). Выделенные уран и плутоний поступают на изготовление нового смешанного топлива, а оставшееся ОЯТ идёт или на завод по выделению полезных радионуклидов, или на захоронение.
Прежде, чем продолжить описание замкнутого ядерного топливного цикла, как меня убедили, стоит значительно подробнее рассказать о процессе переработки ОЯТ – отработанного ядерного топлива. И я вынужден согласиться: ведь большая часть радиофобии, подогреваемой всевозможными противниками атомной энергетики, основана именно на мифе о жуткой вредности ОЯТ, которая просто валит с ног невероятной радиоактивностью и со дня на день уничтожит всю планету и нас, «нищасных», вместе с ней. Так что, хоть я сначала и не планировал, а придется написать цикл внутри цикла – о хранении и о переработке ОЯТ.
Часть 3.
С переработкой ведь не всегда было все гладко. До того момента, как стали внедрять запатентованный в 1947 году американцем Леанердом Аспреем (Larned Brown Asprey) пьюрекс-процесс, и на Западе, и у нас применялся висмут-фосфатный процесс, разработанный в тех же США в 1943 году. Висмут-фосфатный процесс использовался, в первую очередь, для наработки оружейного плутония из ОЯТ, поступавшего с реакторов-бридеров, «заточенных» под создание конкретно плутония-239. Благодаря ему Нагасаки «порадовал» именно плутониевый заряд, и тот же висмут-фосфатный процесс использовался в СССР для создания наших бомб. И американцы, и мы торопились ковать ядерный щит и меч, поэтому руки до освоения придумки Аспрея дошли позже, чем надо было.
Память о себе висмут-фосфатный процесс нам оставил очень недобрую: с 1957 года от Озерска до Пионерска, более, чем на 300 км, протянулся Восточно-уральский радиоактивный след, накрывший собой 23 тысячи квадратных километров и 272 тысячи человек, проживавших на этой территории. Атеисты говорят о розе ветров, верующие – о том, что кто-то или что-то хранит Россию, спорить нет смысла: Восточно-уральский след не коснулся Свердловска и Челябинска, городов-миллионников. Но ядерное оружие собрало свою кровавую жатву – в первые же 10 дней погибло от радиации не менее 200 человек, а общее число пострадавших оценивается в 250 тысяч человек. Об этом нельзя не рассказать подробно – надо хорошо понимать, как такое стало возможно и все ли сделано, чтобы такое никогда не повторилось впредь. Так что рассказ об этой аварии на заводе «Маяк», конечно же, будет. Вот только давайте не сразу – сначала попробуем понять подробнее, что же такое ОЯТ, как с ним обращаются у нас и за рубежами России. Так что начнем с изучения того, как ОЯТ хранится, а потом уже вернемся к способам его переработки.
Просматривая сайты «Гринписа» и прочих борцов за экологию, я иногда натыкался на расшифровку аббревиатуры ОЯТ как «отходов» ядерного топлива.
«Отходы»?.. Давайте еще раз напомню, что мы видим в условной тонне ОЯТ. 924 кг урана-238. Ничего себе, «отход»! Его ведь добыли из природной руды, в которой частенько 99% и даже больше – пустая порода. Вытаскивали из шахт/карьеров, очищали механически, химически, перевозили из отдаленных уголков, прокручивали в центрифугах – и вот после всего этого кто-то хочет называть это «отходами»? Блин, никакой совести… Дальше – около 8-9 кг урана-235, на котором, собственно говоря, и работает вся наша атомная энергетика. От 10 до 12 кг – изотопы плутония, которого в природе просто не существует ни в каком виде, он может «вырасти» только в самом реакторе. 945 килограмм в тонне – однозначно полезные вещества, добытые человеком за счет огромного труда и немалых денег. Еще 21 кг – это трансурановые элементы.
«Трансурановые» – это те, которые тяжелее урана, которые в природе тоже не встречаются, которые тоже вот только в атомном реакторе и «выращиваются». Среди них, к примеру, изотоп нептуния-237 – прекрасный исходный материал для получения плутония-238. А плутоний-238 – это основа РИТЭГов, радиоактивных источников электроэнергии: плутоний-238, распадаясь, производит тепло, а термоэлектрогенератор превращает ее в электричество. На РИТЭГах работает аппаратура космических аппаратов, летящих туда, где солнечные батареи уже бесполезны. К примеру, РИТЭГ обеспечивает электричеством марсоход «Кьюорисити» – сейчас РИТЭГ дает 125 ватт электрической мощности, через 14 лет будет выдавать 100 ватт. На РИТЭГах работала и все еще работает аппаратура «Вояджеров», аппаратура стартовавшего к Плутону «Нью Хоризонта». А еще РИТЭГи – аппаратура навигационного оборудования вдоль Северного морского пути, работающая годами на берегах морей с удивительно ласковой погодой. РИТЭГи – это работа метеостанций в такого же рода местах: выставили один раз, и до следующего захода – лет 20-30 в запасе. «Отход»?..
Америций-241 – основа измерительных приборов, нужных в самой разной промышленности. Только этот элемент делает возможным, например, непрерывно измерять толщину металлических лент, листового стекла. При помощи америция-241 снимают электростатику с пластмасс, синтетических пленок, бумаги при их производстве, он стоит в некоторых детекторах дыма. Еще перспективнее америций-243 – на нем возможна цепная реакция при критической массе всего 3,78 кг. Нет, не для бомб, успокойтесь не волнуйтесь. 3,78 кило – это сверхкомпактный реактор, который спокойно поднимается на орбиту, откуда и может состояться старт корабля в дальний космос на совсем других скоростях, нежели сегодняшние космические аппараты. Нет, я тут не фантастический рассказ сочиняю: в тонне ОЯТ – около килограмма америция-241, из которого и можно произвести почти килограмм америция-243.
Про трансурановые атомы, про их изотопы можно рассказывать и рассказывать – многие из них интересны уже сейчас, многие открывают самые заманчивые перспективы. Так что человека, который обзывает ОЯТ «отходами» хочется понять и простить. Хочется – но не можется.
Вся радиоактивная опасность – оставшиеся 30 -35 кг так называемых «продуктов деления». Цепная реакция – это ведь не только «один нейтрон выбил два нейтрона, а те, в свою очередь, еще четыре». Нейтроны нейтронами, а что происходит с атомом, в который оный нейтрон изволил врезаться? От удара атом урана-235 разваливается на части, то же самое делает атом плутония. Да, есть еще один «секрет» атомной энергетики, заслуживающий пары слов.
Помните, как образуется плутоний в реакторе? Время от времени «балласт» в виде урана-238 принимает в себя нейтрон и, после двух бета-распадов, превращается в плутоний-239. А плутоний в цепную реакцию вступает еще охотнее, чем уран-235, и он это делает сразу, как только образуется. Плутоний «горит», добавляя мощности всем нашим реакторам – и это хорошо и полезно. 1% плутония, который, в среднем, содержится в ОЯТ – это тот плутоний, который не успел «сгореть», а вырабатывается его за время нахождения твэлов в реакторе раза в два больше.
Так вот, вся вредность ОЯТ – это осколки, образующиеся после ударов нейтронов в ядра урана-235 и в ядра плутония. Три – три с половиной кило редчайшей гадости и мерзости в каждой тонне. Часть этих элементов начинает активно «поедать» нейтроны, замедляя реакцию. Часть этих элементов ухудшают прочность топливной таблетки, делая ее хрупкой, а часть – это вообще газы, которые заставляют «распухать» топливные таблетки. И все продукты деления (дальше – просто ПД. Нет, просто П и Д, не надо добавлять лишние буквы, хоть они и просятся!) – радиоактивны до неприличия. Так что, когда мы говорим о переработке ОЯТ – мы рассуждаем о том, как сделать максимально безопасными вот эти самые 3 – 3,5% ПД, как использовать повторно невыгоревшие уран-235 и реакторный плутоний. На всякий случай повторю, что такое «реакторный плутоний»: смесь из изотопов плутония с номерами 239, 240 и 241. Плутоний-240 – то, из-за чего плутоний реакторный никогда не станет плутонием оружейным, то есть то, что делает ОЯТ безопасным с точки зрения распространения ядерного оружия.
Не хочется теоретизировать, давайте просто посмотрим на судьбу твэлов после того, как их вытащили из реактора. Сборки «фонят» и греются изнутри, поскольку в ПД продолжаются ядерные реакции. Куда деть такое «счастье»? Ну, не транспортировать же! Вода, самая простая вода очень неплохо тормозит нейтроны – вот потому твэлы с ОЯТ и укладывают в специальные пристанционные бассейны. После того, как радиоактивность и температура упадут до значений, которые позволяют их транспортировать, стержни извлекают, помещают в специальную толстостенную тару и везут в специальные «сухие хранилища». «После» в случае водно-водных реакторов – это через три года, меньше нельзя. Транспортировка – это совсем не тривиальная операция. Засунуть сборки твэлов во что-нибудь чугунно-свинцовое – так ведь вес! Потому контейнеры просто стальные, но зато заполнены инертными газами – они и нейтроны поглощают, и охлаждают одновременно. А вот уже сами контейнеры – в транспортно-упаковочные комплексы, где снова сталь, но уже в комплекте с бетоном. Вытащили из бассейна, уложили в контейнеры, в контейнеры вкачали газ, контейнеры упаковали-закрепили в комплексы и только после этого – повезли. Только так и никак иначе.
Куда везут? Сухие хранилища ОЯТ реализованы в России, США, Канаде, Швейцарии, Германии, Испании, Бельгии, Франции, Англии, Швеции, Японии, Армении, Словакии, Чехии, Румынии, Болгарии, Аргентине, Румынии, Украине. Все остальные страны вынуждены каким-то образом договариваться с ними. Впрочем, чего это я? «Каким-то образом» – да понятно, каким! Деньги. Вариантов нет.
Технология хранения ОЯТ в хранилищах контейнерного типа с использованием контейнеров двухцелевого назначения (для хранения и транспортирования), Фото: atomic-energy.ru
Сухие хранилища – тоже большая тема. Дело тут не столько в качестве, сколько в количестве. 400 с лишним коммерческих реакторов по миру, сотни опытных, экспериментальных, исследовательских, реакторов подлодок прочих авианосцев… Ага. 378,5 тысяч тонн ОЯТ – на сегодня, на лето-2016. И 10,5 тысяч тонн ежегодно. И 3-3,5% в них – ПД. Я не просто так говорил, что в эту аббревиатуру настырно просятся дополнительные буквы… Много. Очень много. Потому и хранилищ надо немало, объемы им большие требуются. Прочие требования понятны: радиационная безопасность, защита от любых проникновений, максимально возможная удаленность от крупных городов. ПД и после трех лет под водой продолжают активничать – значит, еще и система охлаждения в комплекте с системой радиационной безопасности. В общем, хлопотно, дорого, но вариантов нет.
Давайте чуть подробнее о том, как это организовано в России, поскольку наше сухое хранилище ОЯТ (с вашего позволения – далее СХ ОЯТ) введено в строй совсем недавно, и на нем впервые применены технологические новинки, делающие его на сегодня уникальным. И эти слова – не ура-патриотизм с шапко-закидательством, а констатация факта со стороны МАГАТЭ.
Строить СХ ОЯТ в Железногорске, на Горнохимическом комбинате (далее – просто ГХК) начали в далеком 2002, но до активной работы прошло шесть лет: все резко изменилось после того, как в 2008 году Россия приняла свою первую федеральную целевую программу «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на период с 2008 по 2015 годы». После этого была решена проблема финансирования, и генеральный директор ГХК Петр Гаврилов показал, что и в наши времена работать, засучив рукава, выдавая на-горА результат четко по графику и без набивших оскомину финансовых махинаций – тоже можно. В декабре 2011 СХ ОЯТ на ГХК (ух ты, какой поток аббревиатуры получился) был сдан в эксплуатацию. Успели! Уложились ровно в смету – 16 миллиардов рублей, и давайте-ка мы эту цифру зафиксируем поточнее, чтобы было удобнее сравнивать с затратами в странах, которые теперь принято изящно называть «западными партнерами». Курс рубля к доллару в 2011 – в среднем 31, так что в СХ инвестировано 516 миллионов долларов. Объем первой очереди СХ на ГХК – 8,129 тысяч тонн, то есть арифметика у нас в России – 6 миллионов 350 тысяч долларов на хранение 1 тысячи тонн ОЯТ (разумеется, это только первоначальные затраты).
И слово «успели» с восклицательным знаком – тоже не просто так. Проблема была в том, что на производственном объединении «Маяк» не перерабатывалось ОЯТ с реакторов типа РБМК – только с реакторов ВВЭР. Соответственно, «мокрые» хранилища под топливо с РБМК заполнялись, заполнялись и заполнялись. От переполнения пристанционных площадок спасало большое «мокрое» хранилище на том же ГХК, но и оно в 2011 было забито под завязку. На российских АЭС за год вырабатывается 650 тонн ОЯТ, и половина из них – ОЯТ именно с РБМК, хотя количественно их значительно меньше, чем ВВЭР: технология реакторов такова, что на РБМК топливо выгорает куда меньше, чем на ВВЭР. Обстановка в 2011 году из-за этого была весьма напряженной. К примеру, «мокрое» хранилище Ленинградской АЭС к этому моменту было заполнено на 95%: еще одна выгрузка топлива, и АЭС бы пришлось просто останавливать. Первый состав с ОЯТ из Питера прибыл уже в феврале 2012 – проблему удалось решить, «просто» выдержав график работ с точностью до часов. Ау, космодром Восточный!.. Ищите телефон Петра Гаврилова, напрашивайтесь на лекцию о том, как надо работать. С декабря 2011 года решена проблема ОЯТ для Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. В сухое хранилище перегружают ОЯТ из «мокрого» хранилища самого ГХК, а в него перегружается ОЯТ этих трех АЭС, вылежавшее больше срока, после которого возможна транспортировка.
Почему именно ГХК выбран в качестве места для центрального, главного хранилища? Ну, прежде всего – из-за большого опыта, наработанного за время работы «мокрого» хранилища и потому, что на ГХК запланировано и строится завод по переработке ОЯТ мощностью 1 500 тонн в год. Снова прошу обратить внимание на цифры: ежегодно российские АЭС выдают 650 тонн ОЯТ в год, «Маяк» перерабатывает 600 из них, завод на ГХК будет перерабатывать еще 1 500. Темп переработки запланирован в три раза больший, чем поступление ОЯТ. Зачем? Россия сможет принимать на переработку ОЯТ с реакторов советского дизайна, а они стоят на территории Украины, в Армении, Болгарии, Чехии, Финляндии, не говоря уже про новые АЭС, которые Росатом строит по миру. Идея очевидна: зарабатывать деньги не только на строительстве реакторов, обеспечении их топливом, но и на, так скажем, постэксплуатационном участке.
Но есть и другие причины, по которым и под хранение, и под перереботку ОЯТ был выбран именно город Железногорск (который некогда был Красноярском-26). Режим охраны этого объекта выстроен давным-давно и работает без малейших отклонений. Сейсмическая опасность для таких объектов – очень важный момент, а Железногорск находится в одной из самых безопасных в этом отношении зон нашей планеты. Разумеется, и при строительстве про землетрясения никто не забывал: здание СХ способно выдержать удары до 9,7 баллов. Правда, в истории Земли таких встрясок в Сибири не было, но если уж делать – так с запасом. И, вполне традиционно для российских атомных объектов, падение самолета на крышу СХ – тоже учтено.
Как беспокоились о безопасности радиационной? Было аккуратно разобрано незавершенное здание завода РТ-2, и на его фундаменте, после тщательных расчетов, построили совершенно новое. Новое здание – это, на минуточку, 80 тысяч кубометров монолитного железобетона. Но эти стены только, что называется, внешний периметр – важный, но не главный. ОЯТ приходит с АЭС в специальных контейнерах, заполненных инертным газом и в которых «сборки» жестко зафиксированы. На ГХК их укладывают в специальные пеналы – опять же заполненные инертным газом. «Сборки» продолжают греться, поэтому охлаждения не может быть много. Кроме того, инертные газы полностью исключают коррозию, что тоже, согласитесь, немаловажно. Пеналы размещают на стеллажах, причем ставят на дистанции друг от друга, чтобы не мешать конвекции воздуха. Все эти меры рассчитаны на то, чтобы СХ продолжал спокойно функционировать в случае полного отсутствия электричества и персонала – хотя я не очень представляю, что должно произойти, чтобы такой случай произошел. Ну, разве что короткое замыкание масштаба «Красноярский край» утром 1 января… Одним словом, НИКИМТ-Атомстрой, который все это спроектировал, постарался на славу. И не надо шарахаться от аббревиатуры – Росатом аккуратно сохраняет названия, появившиеся на заре атомного проекта! НИКИМТ – это Начно-Исследовательский и Конструкторский Институт Монтажной Технологии. Уффф!
На ГХК бывали не только люди из МАГАТЭ. Приезжали, к примеру, японцы – и текли у них слезы умиления от сейсмической безопасности. Спросили про гарантийный срок хранения и отказались верить, что он всего 50 лет – уверенны, что это шутка какая-то, поскольку по их нормативам меньше 100 лет быть не может. Приезжали люди с калькуляторами из США – эти ржали над нашим мизерным ВВП: хранение ОЯТ в Железногорске обходится в 5,5 раз дешевле, чем у них. Несколько раз прибывали всевозможные борцы за экологию и журналисты, бегали со счетчиками всюду – не фонит, как ни старайся. На общественные слушания приглашали так, как оно и предписано всевозможными инструкциями – через СМИ, телевидение, интернет. Общественники не ленились – приезжали, осматривали. Есть в Сибири Общественная экологическая палата гражданской ассамблеи Красноярского края (нет, ну вот кто сочиняет такие коротенькие названия-то…), которая и подвела итоги общественных слушаний: «Оснований для полемики вокруг всех видов безопасности на СХ ОЯТ в Железногорске не осталось».
Ну, а пока все бегали и зубом цыкали, Петр Гаврилов и начальник управления капитального строительства комбината Алексей Векенцев продолжали работать – ведь в декабре 2011 была закончена только первая очередь СХ. Отработав вместе со специалистами из НИКИМТ всю технологическую цепочку по перегрузке в пеналы, по обеспечению герметичности всех швов на них и так далее, ГХК с чистой совестью продолжал работу по расширению СХ. В декабре 2015 Госкомиссия подписала акт приема в эксплуатацию СХ «в полном развитии» тихое, незаметно прошедшее событие, уверенно и надежно не замеченное нашими большими СМИ. Что такое какие-то там десятки тысяч кубов бетона, когда настала пора пересчитывать стразы в плюмаже Киркорова?.. Ну, а для тех, кому интересна такая скукотень, – коротенькая фраза: «На ГХК завершено строительство объектов полного развития первого и пока единственного в мире комплекса централизованного сухого хранения ОЯТ». И снова – четко по графику. И снова – без коррупционных скандалов.
«Пока единственный в мире» – это теперь уже с акцентом на слово «пока». Потому, что за 2012 и по наше время решения о строительстве таких же централизованных сухих хранилищ уже приняли Япония, Испания и Южная Корея. Подчеркиваю – таких же. Дважды приезжал в гости и заместитель министра энергетики США, но тут сомнений нет – «такого же» там не появится. Они крылечко приделают, и это мгновенно станет эпохальным ноу-хау. Впрочем, ситуация с ОЯТ в Америке заслуживает отдельной заметки – уж очень там все драматично, хотя местами и вполне комично. Какая-то такая американская «атомная традиция» – делать серьезные проекты так, что смотреть на это без улыбки часто не получается, центрифугой клянусь!
Ну, а что значит для самой России завершение строительства полного объема СХ в Железногорске? Теперь места хватает не только для ОЯТ с реакторов РБМК – его хватит и для ОЯТ с ВВЭР, причем уже не только с АЭС в самой России. ГХК готов принимать на хранение ОЯТ с территории Украины, Болгарии, Чехии, готовится к частичной разгрузке «мокрое» хранилище ОЯТ Армянской АЭС. Но конечная цель – не хранение ОЯТ само по себе, конечная цель – то самое замыкания ядерного топливного цикла: на ГХК планово идут работы по строительству опытно-демонстрационного центра переработки ОЯТ. Вот к переработке ОЯТ я обязательно вернусь, но после того, как бегло «осмотрим», что происходит с хранением ОЯТ в разных интересных странах.
Вконтакте
Топливо, побывавшее в ядерном реакторе, становится радиоактивным, т. е. опасным для окружающей среды и человека. Поэтому обращение с ним осуществляется дистанционно и с применением толстостенных упаковочных комплектов, позволяющих поглотить испускаемое им излучение. Однако кроме опасности отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) может приносить и несомненную пользу: оно является вторичным сырьем для получения свежего ядерного топлива, поскольку содержит уран-235, изотопы плутония и уран-238. Переработка ОЯТ позволяет уменьшить вред, наносимый окружающей среде в результате разработки урановых месторождений, так как свежее топливо фабрикуется из очищенного урана и плутония - продуктов переработки облученного топлива. Более того, из ОЯТ выделяются радиоактивные изотопы, используемые в науке, технике и медицине.
Предприятия по хранению и/или переработке ОЯТ - Производственное объединение «Маяк» (г. Озерск, Челябинская область) и Горно-химический комбинат (г. Железногорск, Красноярский край) входят состав комплекса ядерной и радиационной безопасности Госкорпорации «Росатом». На ПО «Маяк» ведется переработка отработавшего ядерного топлива, а на Горно-химическом комбинате завершается строительство нового «сухого» хранилища для ОЯТ. Развитие ядерной энергетики в нашей стране, по-видимому, повлечет за собой и увеличение масштабов предприятий по обращению с ОЯТ, тем более, что стратегии развития атомного энергопромышленного комплекса России подразумевают реализацию замкнутого ядерного топливного цикла с использованием очищенного урана и плутония, выделенных из ОЯТ.
На сегодняшний день заводы по переработке ОЯТ действуют лишь в четырех странах мира - России, Франции, Великобритании и Японии. Единственный действующий завод в России - РТ-1 на ПО «Маяк» - имеет проектную производительность 400 тонн ОЯТ в год, хотя сейчас его загрузка не превышает 150 тонн в год; завод РТ-2 (1500 тонн в год) на Горно-химическом комбинате находится в стадии замороженного строительства. Во Франции сейчас эксплуатируется два таких завода (UP-2 и UP-3 на мысе Ла Аг) с общей производительностью 1600 тонн в год. Кстати, на этих заводах перерабатывается не только топливо французских АЭС, заключены многомиллиардные контракты на его переработку с энергокомпаниями Германии, Японии, Швейцарии и других стран. В Великобритании действует завод «Торп» («Thorp») мощностью 1200 тонн в год. В Японии эксплуатируется предприятие, расположенное в Роккасе-Мура, производительностью 800 тонн ОЯТ в год; есть также опытный завод в Токаи-Мура (90 тонн в год).
Таким образом, ведущие мировые ядерные державы придерживаются идеи «замыкания» ядерного топливного цикла, которое постепенно становится экономически выгодным в условиях удорожания добычи урана, связанной с переходом к разработке менее богатых месторождений с низким содержанием урана в руде.
ПО «Маяк» также выпускает изотопную продукцию - радиоактивные источники для науки, техники, медицины и сельского хозяйства. Производством стабильных (нерадиоактивных) изотопов занимается Комбинат «Электрохимприбор», выполняющий, в том числе, и гособоронзаказ.