Введение

В данном реферате рассматривается вопрос обоснования экологической безопасности атомных электростанций (АЭС) Российской Федерации. Чтобы наилучшим образом соответствовать требованиям современности, в качестве источников информации были использованы материалы, опубликованные в Internet, позволяющие получать данные в режиме реального времени.

Прежде всего, необходимо заметить, что существует два основных фактора негативного воздействия деятельности АЭС на экологию окружающей среды: выбросы радиации вследствие ненадлежащей эксплуатации реакторов (Чернобыль – печальный тому пример) и загрязнение посредством захоронения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Устранение первого из них осуществляется путем повышения квалификации обслуживающего персонала и непрерывным совершенствованием технических характеристик ядерных энергетических установок (ЯЭУ). В основной части данной работы детально рассмотрим проблемы, связанные с утилизацией радиоактивных отходов (РАО), ОЯТ, преимущества и недостатки замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) и обоснование его применения.

Отработавшее ядерное топливо и осуществление замкнутого ядерного топливного цикла.

Данный вопрос рассмотрим в рамках концепции по обращению с отработавшим ядерным топливом Министерства Российской Федерации по атомной энергии [п.1].

«Концепция по обращению с отработавшим ядерным топливом Министерства Российской Федерации по атомной энергии» (далее по тексту – Концепция), формулирует экологически безопасную стратегию отечественной атомной отрасли в области заключительной стадии ядерного топливного цикла на ближайшие десятилетия до 2030 года.

Концепция основывается на ключевом и важнейшем положении, одобренной Правительством Российской Федерации «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века»:

«Стратегическим направлением развития атомной энергетики Российской Федерации является замыкание ядерного топливного цикла, в результате которого должны обеспечиваться более полное использование природного ядерного сырья, а также искусственных делящихся материалов, образующихся при работе ядерных реакторов (плутония и других трансурановых элементов) и минимизация образования РАО от переработки ОЯТ. Ключевым звеном при реализации указанной стратегии является обращение с ОЯТ».

Более полное использование сырьевых ресурсов или ресурсосбережение, в настоящее время является одним из краеугольных камней промышленной политики во всех развитых странах, основой современной экономической и энергетической философии. Ресурсы вторичного сырья в ядерной энергетике как нигде велики, – в топливе ядерных реакторов после однократного использования сохраняется примерно 95% начального энергетического потенциала, что соответствует более чем миллиону тонн органического топлива на одну тонну ядерного. Разумеется, непосредственно умножать эту цифру на цену нефти совершенно бессмысленно, поскольку обращение с ядерными материалами в энергетике гораздо сложнее и дороже, чем использование органического топлива. Тем не менее, данный потенциал в настоящее время практически не используется, в некоторых странах его использование даже не планируется.

В сферу действия Концепции входят перерабатываемое (кондиционное и дефектное) и неперерабатываемое (с отложенным решением о переработке) ОЯТ энергетических, транспортных, исследовательских реакторов, критических и подкритических стендов, наземных стендов-прототипов судовых и космических ядерных энергетических установок, продукты переработки ОЯТ, отработавшие поглощающие элементы (ПЭЛ) в составе облученных тепловыделяющих сборок, а также радиоактивные отходы, образующиеся при обращении с ОЯТ.

Прежде всего, отметим, что устоявшаяся в российской технической литературе и воспринятая средствами массовой информации аббревиатура – «ОЯТ», допускает две близкие по смыслу расшифровки – «облученное ядерное топливо» и «отработавшее ядерное топливо». Действующими государственными стандартами регламентирована вторая из них, она и принята в тексте Концепции. Однако допустимо и оправдано использование термина «облученное ядерное топливо», лишенного оттенка завершенности и исчерпанности, поскольку при реализации замкнутого ядерного топливного цикла ОЯТ является источником плутония и невыгоревшего урана, которые в дальнейшем могут повторно использоваться для изготовления ядерного топлива.

ОЯТ - это ядерное топливо, извлеченное из реактора после облучения и признанное непригодным для дальнейшего использования в реакторе данного типа.

ОЯТ имеет форму тепловыделяющих сборок (ТВС), представляющих собой пучки тепловыделяющих элементов (твэлов), собранных в прочную конструкцию. Сам твэл – металлическая трубка, первоначально наполненная химическим соединением делящегося элемента (в настоящее время в подавляющем большинстве случаев это оксид урана) с возможными добавками различного назначения (топливная композиция). Физической формой топливной композиции является, чаще всего, керамическая таблетка. В процессе нейтронного облучения в самой топливной композиции и в конструкционных элементах ТВС происходит изменение и усложнение химического состава в результате ядерных превращений одних элементов в другие. Поэтому в массе ОЯТ в разных количествах содержатся практически все элементы таблицы Менделеева, при этом многие из образовавшихся ядер, радиоактивны.

Необходимо заметить, что, помимо твэлов, в состав ТВС могут входить и т.н. ПЭЛы - поглощающие элементы, регулирующие нейтронный поток. В тех случаях, когда они являются конструктивным элементом неразъемной сборки, с ними обращаются, как с частью ОЯТ.

Таким образом, ОЯТ является весьма ценным вторичным сырьем для получения компонентов ядерного топлива и целого ряда радиоактивных изотопов, используемых в медицине, сельском хозяйстве, промышленности.

Вместе с тем – ОЯТ является и потенциально опасным продуктом деятельности ядерной энергетики: именно в нем сосредоточено до 98% общей радиоактивности материалов, вовлеченных в сферу человеческой деятельности.

Переработка ОЯТ с целью извлечения полезных компонентов для их последующего использования является высокой технологией, освоенной в промышленном масштабе только лишь в нескольких ведущих ядерных державах, в число которых входит и Россия.

Типы ОЯТ весьма разнообразны, их сотни – топливо энергетических реакторов, промышленных реакторов по наработке оружейного плутония, транспортных (судовых) и исследовательских реакторов разного назначения. ОЯТ может различаться также по степени выгорания, времени хранения, техническому состоянию. Именно поэтому вопрос о способах обращения с ОЯТ и, в первую очередь, об экологической и экономической целесообразности, методах и сроках его переработки в каждом конкретном случае должен решаться с полным учетом всех его характеристик.

Необходимо подчеркнуть, что термин «топливо» по отношению к отдельной ТВС или нескольким ТВС, собранным в одном контейнере, является достаточно условным и, в определенном смысле, некорректным, вызывающим ошибочные ассоциации.

В отличие от обычного органического топлива, ядерное топливо может «гореть» с интенсивным энерговыделением, только если оно тесно собрано в критическую массу, а она для топлива энергетических реакторов составляет многие десятки тонн и никогда, с огромным запасом, не формируется ни в хранилищах, ни в транспортных контейнерах.

ОТВС после нескольких лет выдержки – это металлокерамические машиностроительные изделия, за счет радиоактивности выделяющие тепло с интенсивностью в несколько ватт на килограмм. Организация теплоотвода при таком уровне мощности никаких трудностей, разумеется, не представляет. ОЯТ не является ни взрывчатым, ни легковоспламеняющимся, ни просто горючим веществом, последствия любых мыслимых происшествий с ним могут носить только локальный характер в пределах нескольких десятков квадратных метров.

Общий объем ОЯТ накопленного в мире и в нашей стране весьма значителен.

В мире к началу 2002года накоплено 270 тыс. тонн ОЯТ. Ожидаемое количество ОЯТ в России на АЭС и в хранилищах радиохимических заводов в 2002 году составит около 16 тыс. тонн, а его суммарная радиоактивность – порядка 6 млрд. Кюри. И этот объем неуклонно растет: в России прирост составляет около 850 тонн ежегодно, в мире 11-12 тыс. тонн. Но при этом необходимо отметить, что масса ежегодно накапливаемого ОЯТ на АЭС в мире не превышает долей процента от ежегодного прироста массы высокотоксичных отходов, и практически все ОЯТ изолировано от окружающей среды в надежных, компактных, хорошо контролируемых хранилищах.

Необходимо сказать о ситуации с ОЯТ в разных странах и регионах. В Красноярском крае в настоящее время сосредоточено три тысячи тонн ОЯТ. Много это или мало, что это значит? Для сравнения укажем, что такое же количество ОЯТ, три тысячи тонн, находится сейчас в американском штате Калифорния, территория которого в шесть раз меньше Красноярского края, а плотность населения в пятьдесят раз выше. Столько же ОЯТ в Швейцарии, ее территория в шестьдесят раз меньше, плотность населения выше в сто раз. У кого повернется язык назвать Калифорнию с Лос-Анджелесом, Голливудом, огромным курортным побережьем или Швейцарию – одну из самых ухоженных и чистых стран мира - «ядерной помойкой»? А по отношению к Красноярскому краю это словосочетание употребляется у нас постоянно.

В Приложении 1 приводятся более детальные данные об ОЯТ российских АЭС и реакторов.

Наиболее распространенным в настоящее время типом ядерно-энергетических установок являются реакторы на тепловых нейтронах с двухконтурным водяным охлаждением, которые в России сокращенно называются ВВЭР, а за рубежом PWR. Свежее ядерное топливо, загружаемое в эти реакторы, содержит уран, обогащенный изотопом 235 до концентрации примерно 5% (в природном уране 0.71%). Обогащение – процесс трудоемкий и не дешевый. Поэтому любой уран с обогащением выше природного и стоит гораздо дороже природного. Если рыночная цена естественной смеси изотопов сейчас равна примерно тридцати долларам за килограмм окиси, то топливный уран ВВЭР стоит порядка тысячи долларов за килограмм.

Как уже говорилось, в результате нескольких лет интенсивного облучения нейтронами при работе реактора в топливе происходят ядерно-физические процессы, приводящие к радикальному усложнению его состава. Ядра урана последовательно поглощают нейтроны, при этом их масса увеличивается, а за счет бета-распада (внутреннего превращения нейтронов в протоны) увеличивается и заряд, они «ползут» к дальнему краю таблицы Менделеева, т.е. уран превращается в трансурановые элементы, важнейшими из которых являются нептуний, плутоний, америций и кюрий. Все они радиоактивны и служат родоначальниками длинных цепочек распада, приводящих, в конце концов, к стабильным металлам, главным образом к свинцу. Так формируется тяжелометаллическая фракция ОЯТ – от свинца до кюрия.

С другой стороны, значительная часть ядер урана и трансурановых элементов после поглощения очередного нейтрона испытывает деление на два «осколочных» ядра, которые в периодической таблице лежат в интервале от германия до эрбия с двумя пиками концентрации – один в районе элементов платиновой группы рутения, родия, палладия (легкие осколки), другой в области цезия, бария, редких земель (тяжелые осколки). Цирконий и другие конструкционные материалы топливных сборок (железо, хром, никель) поглощают нейтроны и «активируются», т.е. в них появляются радиоактивные нуклиды, испускающие бета - и гамма-излучение. В итоге образуется радиоактивная смесь сложнейшего элементного и изотопного состава. Но ее основой все еще является невыгоревший уран понизившегося обогащения (до 1% и менее). Именно урановая компонента категорически не позволяет относиться к ОЯТ как к безвозвратным вредным отходам – в ней-то и сохраняется почти весь энергетический потенциал свежего топлива.

Использовать энергосодержание урана полностью можно только при многократном рециклировании. Этот процесс растянется на многие десятилетия. Но в ОЯТ есть и другие компоненты, которые могут быть востребованы значительно быстрее и поэтому представляют большой интерес для экономики ядерного топливного цикла (ЯТЦ). Прежде всего, речь идет о плутонии.

Если уран ОЯТ имеет невысокое обогащение, то основная компонента реакторного плутония (примерно 65%) это изотоп плутоний-239 – полный топливный аналог чистого урана-235. Этот плутоний ОЯТ соответствует урану более чем шестидесятипроцентного обогащения, а он стоит уже многие тысячи долларов за килограмм. И в каждой тонне ОЯТ такого продукта около десяти килограммов. Таким образом, с точки зрения, например, геолога ОЯТ это, прежде всего, уран – плутониевая руда с содержанием ключевых делящихся изотопов примерно в тысячу раз выше, чем в отечественной урановой руде, а ее добывать дорого и экологически очень хлопотно. Кроме того, ОЯТ – руда полиметаллическая, и по платиноидам тоже необыкновенно богатая, почти полпроцента, что по сегодняшним рыночным ценам составляет десятки тысяч долларов на тонну ОЯТ.

Осколочные родий и рутений содержат только относительно короткоживущие радиоизотопы, поэтому со временем они самоочищаются, становятся практически не радиоактивными и могут использоваться наряду с этими металлами, добытыми из природных источников, Следует отметить, что природные запасы родия весьма ограничены, поэтому техногенный родий, накопленный в ОЯТ, является важным стратегическим ресурсом этого элемента, его количество, накопленное в ОЯТ, близко к его полным природным запасам. Осколочный палладий содержит долгоживущий радиоизотоп палладий-107 с периодом полураспада в миллионы лет, поэтому техногенный палладий будет иметь невысокую, но постоянную радиоактивность, что позволит использовать его только внутри ядерной отрасли в контролируемых условиях. В институтах Минатома разработаны технологические процессы выделения и очистки техногенных платиновых металлов.

Не надо забывать про конструкционный цирконий, его на тонну ОЯТ около трехсот килограмм. Ориентировочные оценки дают стоимость вторичных металлов ОЯТ порядка двухсот пятидесяти тысяч долларов на тонну.

В Приложении 2 оценки стоимости актиноидов и редких металлов приведены более детально.

Этот вопрос возникает сразу: если в ОЯТ так много ценного, отчего же большинство стран, развивающих ядерную энергетику, явно не хотят связываться с использованием своего ОЯТ? Перерабатывают его в заметных масштабах только четыре державы – Великобритания, Франция, Россия и Япония, первые три из них оказывают соответствующие услуги другим странам. Негативность, до недавнего времени, американской позиции определялась чисто политическими, а не техническими, экономическими или экологическими причинами, и в настоящее время эта позиция подвергается интенсивному пересмотру.

Ответ на поставленный вопрос прост: выделение ценных компонент из ОЯТ – высочайшая технология, разработка которой обошлась исключительно дорого и стала возможной только потому, что создавалась она как важнейшее из производств ядерно-оружейного комплекса. Это существеннейшая часть научно-технического, интеллектуального богатства ядерных держав. Начинать деятельность по переработке ОЯТ, готовить соответствующие кадры и научно-промышленную инфраструктуру с нуля сейчас очень сложно. Именно поэтому есть немало стран, которые готовы не просто отдать свое ОЯТ, но еще и заплатить за это, поскольку не знают, что с ним делать.

К тому же экономическая эффективность почти всегда – вопрос масштаба. Минимальная мощность завода по переработке, при которой он становится рентабельным – 1000 т в год. Такова производительность британского и французского предприятий. Наш завод РТ-2 планируется на 1500 г в год. Годовая выгрузка ОЯТ из типичного энергоблока – миллионника составляет примерно 25 т/год. Значит, коммерческий завод должен обслуживать минимум сорок блоков. Такие масштабы АЭ на сегодня имеются лишь в трех странах – США, Франции и Японии (в России пока – примерно половинная мощность, но полная мощность реакторов российского производства, работающих в нашей стране и за рубежом как раз на нужном уровне). А всего в «ядерно-энергетическом клубе» сейчас около тридцати стран. Число их к середине века увеличится, возможно, до полусотни, но подавляющее большинство будет иметь АЭ скромных масштабов – в пределах десятка блоков. Так что лишь крупнейшие ядерные державы смогут развивать переработку ОЯТ и содержать соответствующую инфраструктуру. Число таких стран никогда существенно не превысит десятка, остальные будут вынуждены покупать их услуги, поскольку, начиная с середины века, рециклирование ядерного горючего станет одной из крупнейших отраслей энергетики.

Разумеется, играет свою роль и сложность соответствующих технологий, требующих очень высокого общего уровня технической культуры. Эту ситуацию полезно для наглядности сравнить с гражданской авиацией.

Авиалайнеры эксплуатируются компаниями более чем ста стран, а строят их только США, Россия и два международных европейских концерна. Эта ситуация еще долго не изменится. Примерно то же самое будет в ядерной энергетике – число стран, производящих ядерную технику и предоставляющих услуги по обращению с ядерными материалами всегда будет во много раз меньше числа стран-потребителей. И такую ситуацию нужно стараться сохранить. Крупнейшие ядерные державы, прежде всего ядерно-оружейные, должны согласованно контролировать все эти процессы, исходя из принципов нераспространения, и самую чувствительную их часть концентрировать на своей территории. Любые альтернативы опасны.

Важным и поучительным примером является разница в подходе к проблеме ОЯТ у четырех великих ядерных держав – США и России с одной стороны, Великобритании и Франции с другой. США и Советский Союз были пионерами разработки всех основных ядерных технологий, вложили в разработку огромные ресурсы, понесли при этом значительные потери – экономические, экологические и, к сожалению, человеческие – и довели процесс до полного промышленного освоения.

Англия и Франция начали эту работу позже, они шли по американским стопам и полностью использовали опыт США. Им удалось избежать всех основных драм и трагедий в этой области:

- они не производили ядерных взрывов на своих территориях;

- у них не было крупных аварий на радиохимических производствах;

- у них не было аварий в хранилищах ядерных материалов;

- они не теряли атомных подводных лодок;

- у них не было катастрофических реакторных аварий за единственным исключением очень давнего пожара в Виндскейле, Великобритания, с ограниченными последствиями.

А в СССР и США все это было в крупных масштабах. В итоге сложилась парадоксальная ситуация. Именно Франция и Великобритания пожинают сегодня плоды этих разработок, а Россия и США, пройдя трудный путь становления радиохимических технологий, фактически с рынка услуг по обращению с ОЯТ самоустранились как раз тогда, когда соответствующие производства стали экологически безопасными и экономически эффективными.

Английский завод «Торп» в Селлафилде целиком построен за счет авансовых платежей японских и европейских компаний, чье топливо он потом стал перерабатывать. На прибыль от переработки построены и хранилища ОЯТ. Завод перерабатывает 900 т ОЯТ в год, из них только 30% отечественного. Этот завод торжественно открывала королева Елизавета, а наш будущий завод РТ-2, который будет на тридцать-сорок лет моложе и заведомо совершеннее британского, заранее называют «ядерной помойкой».

Об экологической обстановке в районе этих предприятий можно судить по французскому заводу на мысе Аг в Нормандии. Этот край – жемчужина Северной Франции. Окрестности завода – молочная и яблочная житница страны, родина сидра и кальвадоса. Сам завод утопает в зелени пастбищ и садов – не декоративных, а продуктивных, фермерских. Никаких зон отчуждения и ограничений на производство сельхозпродукции там нет, угодья начинаются сразу за оградой завода.

Разумеется, основной сложностью технологии переработки ОЯТ является необходимость постоянно оперировать с большими массами радиоактивных материалов, что после Чернобыля вызывает понятную реакцию.

Эту сторону вопроса нужно рассмотреть подробнее. Один из самых драматических аспектов всех дискуссий по обращению с ОЯТ: те, кто превращает его в пугало, практически никогда не опираются на достоверную и общедоступную информацию о его свойствах, предпочитая действовать с использованием словосочетания типа «ядерная помойка», «ядовитая пустыня», «атомная смерть». Так что следует поговорить о реальном, а не выдуманном ОЯТ, и об отходах его переработки.

Важнейшим преимуществом ядерной энергетики является огромная концентрация энергии в топливе – примерно в два миллиона раз выше, чем в органическом. Поэтому ничтожны по меркам огневой энергетики как объемы самого топлива – трейлер вместо сотни эшелонов – так и конечных отходов его переработки. Бывший президент Американского ядерного общества профессор Алан Уолтар подсчитал полный объем выделенных и компактированных отходов высокой активности, приходящийся на одного американца за семидесятилетнюю жизнь, если вся электроэнергетика США станет ядерной, а ОЯТ будет перерабатываться и рециклироваться. Получилось примерно триста кубических сантиметров – как маленькая баночка «Кока-колы». А токсичные химические, топливные и технологические отходы, выбрасываемые промышленностью развитых стран в биосферу, в пересчете на одного человека измеряются сотнями кубометров.

И основное, что нужно помнить о радиоактивных веществах: их активность (число распадов в единицу времени) со временем необратимо уменьшается по закону убывающей геометрической прогрессии и связана с периодом полураспада строгой обратной пропорциональностью. За десять периодов полураспада активность падает в тысячу раз. Поэтому самые активные вещества представляют собой поначалу высокую, но быстро уменьшающуюся опасность. В топливе, имеющем десяти - пятнадцатилетнюю выдержку, их не остается совсем.

Самыми проблемными являются изотопы, период полураспада которых сравним с продолжительностью человеческой жизни. В значительных количествах в ОЯТ присутствуют два таких изотопа – стронций-90 и цезий-137. Их содержание в ОЯТ составляет примерно три-четыре килограмма на тонну. Цезий и стронций необходимо выделять при любом сценарии переработки. Частично они используются и будут использоваться в медицине и промышленности для компактных источников излучения и энергии, но основная масса подлежит окончательной изоляции от окружающей среды, обязательно после длительного контролируемого хранения. Ни малейшей технической проблемы оно не представляет. И полный объем этой компоненты отходов, скажем, для двадцати тысяч тонн ОЯТ, т.е. для семидесяти тонн стронция и цезия, составит всего несколько десятков кубометров. Их можно включить в разработанные сейчас минералоподобные матрицы, похожие по свойствам на природный гранит, и обеспечивающие практически полную экологическую безопасность и, тем самым, фактически забыть о них.

Напомним, что в последние годы существования СССР полный ежегодный объем подземных горных выработок составлял около шестисот миллионов кубометров в самых разнообразных породах. И для различных нужд, в том числе оборонных, на основании отечественных технологий созданы подземелья большого объема и разной глубины залегания, устойчивые не только по отношению к любым природным факторам, но и к таким внешним воздействиям, как атомная бомбардировка. Так что за судьбу компактированных радиоактивных отходов можно не беспокоиться.

Противниками любых операций с ядерными материалами, особенно трансграничных, часто употребляется выражение «ядерная помойка».

В современной ядерной энергетике и промышленности, в том числе и в российской, никаких помоек в привычном смысле этого слова нет абсолютно и уже никогда ни при каких обстоятельствах не будет, в отличие практически от всех остальных отраслей экономики. Если бы химики, шахтеры, нефтяники, металлурги относились к своим отходам так же, как относится к своим ядерная энергетика, мы давно жили бы в хрустальном мире. Эффективность систем изоляции отходов от биосферы в ядерной энергетике в десятки и сотни тысяч раз выше, чем в других отраслях. Но сейчас во всех развитых странах и обычные помойки быстро исчезают, уступая место полигонам и заводам по эффективной переработке и рециклированию любых отходов.

Однако до сих пор и у нас, и в США реально существуют старые объекты, заслуживающие именно названия «ядерная помойка». Их возраст минимум 40-50 лет, они представляют реальную опасность, как раз на их ликвидацию в первую очередь и нацелена предлагаемая программа использования доходов от коммерческого использования ОЯТ, включая трансграничные операции с ним.

А отечественное ОЯТ мы сейчас, будучи обречены на бездействие политикой бездумного запретительства, вынуждены держать под Москвой и Санкт-Петербургом, на курском и воронежском черноземе при наличии огромных слабо заселенных пространств, в том числе приполярных и заполярных.

Это означает, что при выходе на временной рубеж 2010 г. необходимо безотлагательно решить ряд проблем, появившихся за последние годы в области обращения с ОЯТ. Определяя стратегию развития ядерного комплекса страны до 2025-2030 гг. как планы подготовки к широкомасштабному развитию ядерной отрасли на основе сбалансированного применения реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, целесообразно разбить этот интервал на две части.

Первый период до 2010 г. можно определить как время выработки решений по ключевым вопросам обращения с ОЯТ ядерной отрасли, последующие годы – как период реализации этих решений. Требуется предпринять срочные меры для обеспечения безопасного и экономически эффективного обращения с ОЯТ в рамках единой стратегической государственной политики развития ядерной энергетики, обеспечивающей безопасность и национальные интересы России в XXI веке.

Если есть крупномасштабная деятельность, которую можно считать абсолютно безопасной, то это перевозки ОЯТ. Невозможно назвать другую отрасль мировой экономики с многомиллиардными суммарными оборотами, которая демонстрировала бы сколько-нибудь похожие фактические показатели безопасности – ни одного случая с пострадавшими от радиации за все 50 лет операций. При транспорте газа, нефти и нефтепродуктов за тот же период во всем мире ужасной смертью погибли сотни тысяч людей, иногда по 400-500 человек в одном происшествии, вспомним башкирский взрыв.

Реализация. Программой работ по обращению с ОЯТ энергетических, транспортных и исследовательских ядерных установок, рассчитанной на подготовку реализации замкнутого топливного цикла в России предусматривается:

· увеличение емкости действующего хранилища ОЯТ реакторов типа ВВЭР-1000 на ГХК до 9000 тонн;

· строительство сухого хранилища ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 на ГХК емкостью 33000 тонн;

· завершение строительства хранилища ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 на ПО "Маяк" и создание дополнительных транспортных средств;

· реконструкция действующего завода РТ-1 на ПО «Маяк» с целью предотвращения радиоактивных отходов низкой и средней активности в Теченский каскад и оз. Карачай и организация переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 со строительством хранилища энергетического плутония и подземной лаборатории для проведения исследований по безопасности захоронения отходов высокой активности от переработки ОЯТ;

· строительство завода РТ-2 на ГХК с производством реакторного топлива из продуктов регенерации, а также комплекса по подземной изоляции отходов высокой активности.

В соответствии с имеющимися проектными и предпроектными проработками для строительства всех перечисленных выше объектов, а также для проведения соответствующей программы НИОКР в ближайшие 20-25 лет потребуются инвестиции в сумме более 3,6 млрд. долл. США, в том числе на программу НИОКР – 170 млн. долл. США.

Ориентируясь на расчетные сроки пуска в эксплуатацию основных объектов обращения с ОЯТ, потребность в инвестиционных затратах на ближайший период до 2007 г. составит 1,1 млрд. долл. США.

Финансовое обеспечение работ по обращению с ОЯТ ориентировано на ограниченное бюджетное финансирование и максимально возможное использование собственных средств предприятий и других внебюджетных источников.

Бюджетное финансирование ограничено объемом экспериментальных и теоретических научно-исследовательских работ прикладного назначения.

К собственным источникам финансирования концепции относятся:

· целевые инвестиционные средства в составе тарифа на электроэнергию АЭС и услуги эксплуатирующих организаций;

· амортизационные отчисления предприятий по обращению с ОЯТ;

· взносы участников реализации концепции в виде целевых отчислений от прибыли предприятий, заинтересованных в реализации мероприятий концепции;

· отчислений во внебюджетный Фонд НИОКР Минатома РФ;

· кредиты банков, средства фондов и общественных организаций;

· средства зарубежных инвесторов, заинтересованных в реализации концепции (или ее мероприятий).

Реализация Концепции базируется на Программах, к которым относятся:

· Федеральная целевая программа «Ядерная и радиационная безопасность России» на период 2000-2006 годы.

· Федеральная целевая программа «Энергоэффективная экономика на 2002-2005 годы и на перспективу до 2010 года» в части подпрограммы «Безопасность и развитие атомной энергетики Российской Федерации на 2002-2005г.г. и на перспективу до 2010 года».

· Президентская программа «Комплексная утилизация атомных подводных лодок и кораблей, выводимых из состава ВМФ, и судов с атомными энергетическими установками Минтранса России».

Важнейшим условием реализации Концепции является обеспечение финансирования затрат будущих периодов, в том числе затрат на обращение с ОЯТ и вывод из эксплуатации АЭС и других объектов. Финансирование этих затрат должно осуществляться за счет создания целевых накопительных фондов. Их формирование осуществляется решением Правительства Российской Федерации по соответствующим предложениям Минатома России. Иностранные инвесторы финансируют работы по реализации концепции на основе долевого участия в соответствии с законодательством.

10 июля 2001 г. Президент России В.В.Путин подписал пакет законов, позволяющих России расширить выход на международный рынок хранения и переработки ОЯТ на основе прочной законодательной базы, сформированной с учетом требований безопасности, нераспространения и экологии.

Принят Федеральный закон РФ «О специальных экологических программах реабилитации радиационно-загрязненных участков территории» и внесены дополнения в Федеральные законы РФ «Об охране окружающей природной среды» и «Об использовании атомной энергии», а также вступил в силу Указ Президента РФ «О специальной комиссии по вопросам ввоза на территорию Российской Федерации облученных тепловыделяющих сборок зарубежного производства».

В законах определены нормы, в соответствии с которыми следует обращаться с ОЯТ, поступающим в Россию на хранение и переработку. При этом устанавливается качественная разница между предметом импорта (ядерным сырьем) и РАО, ввоз и хранение которых на территории России категорически запрещены. Названные законы обеспечивают юридическую базу для создания и реализации специальных экологических программ реабилитации радиационно-загрязненных участков территории, нацеленных на снижение общего радиационного риска и улучшение экологической ситуации в тех регионах России, где это требуется. Возникает возможность получения дополнительных средств от хранения и переработки ОЯТ зарубежных АЭС. Накопленный мировой опыт показал высокую экономичность оказания услуг зарубежным АЭС по обращению с ОЯТ, особенно при их комплексном предоставлении: и по длительному хранению, и по переработке. Это даст дополнительные преимущества в плане поставок свежего ядерного топлива и возврата ОЯТ, усиливает позиции России при участии в тендерах на строительство АЭС.

Участие России в мировом рынке обращения с ОЯТ зарубежных АЭС позволит направить средства на выполнение федеральных и региональных социально-экономических и экологических программ. Федеральные и местные бюджеты получат средства в виде налогов и специальных отчислений. Именно выполнение услуг по обращению с ОЯТ уже на начальном этапе позволит получить не только средства, но и запас времени для того, чтобы усовершенствовать и существенно удешевить технологию обращения с ОЯТ, использовать научные кадры страны и их опыт.

Оценки рисков, связанных с оказанием услуг по обращению с зарубежным ОЯТ, показывают, что соотношение получаемой прибыли с сопутствующими рисками максимально, а сами риски в тысячи раз меньше тех, которые считаются приемлемыми в других видах производственной деятельности.

Ввоз в Россию облученного ядерного топлива зарубежных АЭС будет регламентироваться специально разработанным порядком ввоза ОТВС (облученных тепловыделяющих сборок) зарубежных ядерных реакторов, отвечающий действующему законодательству и утверждаемый специальным Постановлением Правительства Российской Федерации.

В соответствии с принятыми законами и утвержденным Порядком будет реализован следующий финансово и технически «прозрачный» сценарий типового комплексного проекта по ввозу в Российскую Федерацию облученных тепловыделяющих сборок зарубежных ядерных реакторов на временное технологическое хранение и (или) переработку:

Между Правительством Российской Федерации и правительством страны-поставщика ОТВС заключается международный договор, регламентирующий базовые условия сотрудничества, права и обязательства сторон в области обращения с ОТВС.

В развитие договора специально уполномоченной правительством внешнеторговой организацией и иностранным контрагентом (энергокомпания или АЭС) готовится внешнеторговый контракт на реализацию услуг в области обращения с ОТВС. Исходя из условий контракта, организации, осуществляющие обращение с ОТВС разрабатывают техническую документацию, регламентирующую все этапы обращения с зафиксированным в проекте контракта количеством облученных тепловыделяющих сборок.

Одновременно Правительство Российской Федерации по согласованию с органами государственной власти субъектов Российской Федерации определяет соответствующую специальную экологическую программу, включающую перечень конкретных мероприятий, связанных с реабилитацией радиационно-загрязненных участков территорий, которые будут осуществлены за счет средств, полученных в результате выполнения контракта.

Единый комплексный проект, представляющий собой соответствующую техническую документацию и проект взаимосвязанной экологической программы, проходит государственные экспертизы, включая государственную экологическую экспертизу, которые дают заключения по экономическим, экологическим и техническим условиям реализации комплексного проекта. Именно на данном этапе обосновывается общее снижение радиационного риска. В случае положительных результатов экспертиз заключается внешнеторговый контракт.

Объем валютных поступлений по контракту и направления расходования полученных средств устанавливаются Федеральным законом о Федеральном бюджете Российской Федерации на очередной финансовый год.

В процессе реализации контракта валютные средства расходуются по следующим направлениям:

· реализация специальных экологических программ;

· отчисления в бюджеты субъектов Российской Федерации, где расположены предприятия по обращению с ОТВС;

· текущие затраты предприятий и организаций по реализации контракта на услуги по обращению с ОТВС.

Отчет о доходах и расходах средств со специального целевого бюджетного фонда Минатома России предоставляется в Государственную Думу Российской Федерации и Правительство Российской Федерации. Проверка деятельности целевого бюджетного фонда осуществляется ежегодно Счетной палатой Российской Федерации.

Захоронение высокоактивных ядерных отходов

Захоронение высокоактивных ядерных отходов (например отработавшие ресурс элементы и узлы ЯЭУ [п.4]) может быть реализовано по методу, предложенному группой Фергюса Гибба из Шеффилдского университета в Великобритании [п.2], заключающегося в помещении источников высокой активности в толщу земной коры, на глубине пяти километров; для чего требуется пробурить соответствующей параметров скважиной в скальной породе и разместить в ней отходы без защитных контейнеров. Выделяющееся тепло расплавляет непосредственно окружающие горные породы (гранит) и, при остывании, формирует непроницаемую капсулу.

По мнению Гибба, гранит является идеальным материалом для устройства ядерных захоронений, могильников с ядерными отходами. Гранит обретает прежнюю сверхпрочную структуру в течении недели (в отличие от процесса петрогенезиса при остывании в естественных условиях, длящегося около полумиллиарда лет) под воздействием высокого давления, свойственного для пятикилометровой глубины скальных пород.

Захоронение отработавшего ядерного топлива

Источниками энергии в ядерных реакторах служат реакции деления [п.3]. Ядра урана-235, поглощая нейтроны, становятся неустойчивыми и распадаются с образованием осколочных ядер элементов двух групп: от германия до йода (NN 32-53) и от цезия до европия (NN 55-63). При этом выделяется большее число нейтронов, чем поглощается, так что при наличии критической массы ²³⁵U реакция деления может стать саморазвивающейся. Однако, все ядерные реакторы сконструированы так, что этот процесс совершенно исключен, а все взрывы ядерных реакторов являются тепловыми, подобными взрывам паровых котлов. Масса продуктов реакции деления меньше, чем распавшихся ядер ²³⁵U и поглощенных нейтронов. За счет "дефекта массы" и выделяется энергия: E=mc². В результате реакции деления образуются высокоактивные изотопы (осколки деления), которые и представляют опасность из-за своей активности. Одновременно идут реакции нейтронного захвата: ядра урана-238, захватывая нейтроны, образуют ядра трансурановых элементов - нептуния, плутония, америция, кюрия. Именно этот процесс используют для наработки плутония с последующим применением последнего в атомных боеприпасах.

В ядерных реакторах топливо (обогащенный природный уран) в виде таблеток UO₂ помещается в трубки из циркониевой стали (тепловыделяющий элемент - ТВЭЛ). Эти трубки располагаются в активной зоне реактора, между ними помещаются блоки замедлителя (графита), регулирующие стрежни (кадмиевые) и трубки охлаждения, по которым циркулирует теплоноситель - чаще всего, вода. При работе реактора образуются осколочные элементы в том числе и так называемые нейтронные яды - элементы, очень сильно поглощающие нейтроны, вследствие чего реакция деления самопроизвольно прекращается. Одна загрузка ТВЭЛов работает примерно 1-2 года. Загрузка большого энергетического реактора составляет примерно 100 т ядерного топлива c 5% урана-235). За 1 год вырабатывается 10% (0.5 т) делящегося вещества и производится примерно 0.5 т осколочных элементов (для сравнения: при взрыве атомной бомбы - всего несколько кг). Таким образом, при разгерметизации активной зоны реактора выброс радиоактивных веществ на 2 порядка больше, чем при взрыве бомбы. В масштабах страны ежегодно только на энергетических реакторах АЭС вырабатывается 100 т осколочных элементов.

Обычно ТВЭЛы в реакторах объединены в единые конструкции - тепловыделяющие сборки, загружаемые в ядерный реактор. Перед процессом переработки сборки, отработавшие свой ресурс, аккуратно извлекают и выдерживают в воде в специальных бассейнах-отстойниках для снижения активности за счет распада короткоживущих изотопов. За три года активность снижается примерно на 3 порядка. Тем не менее, они все еще очень опасны. Дальше ТВЭЛы отправляют на так называемые радиохимические заводы, где их измельчают (режут) механическими ножницами и растворяют в горячей 6-нормальной азотной кислоте. Образуется 10% раствор жидких высокоактивных отходов. Таких отходов производится порядка 1000 т в год по всей России.

Радиоактивные отходы - это смесь активных и стабильных изотопов элементов, которые принято подразделять на осколочные, трансурановые, конструкционные и технологические. Осколочные элементы с номерами 35-47; 55-65 являются продуктами деления ядерного топлива. Трансурановые элементы образуются по реакции нейтронного захвата. В растворы переходят и вещество конструкционных материалов (нержавеющих сталей, циркониевых оболочек ТВЭЛов и т.п.), а также технологические элементы (соли щелочных металлов и др.).

Как правило, степень "выгорания" ядерного топлива за одну кампанию не превышает 10%. Основная масса его отходов обычно представлена оксидами урана-235 и урана-238, оба эти изотопа и наработанный плутоний извлекаются при радиохимической переработке и могут быть использованы для изготовления новых топливных элементов.

Основными и наиболее опасными для биосферы элементами радиоактивных отходов являются Rb, Sr, Y, Zr, Mo, Ru, Rh, Pd, I, Cs, Ba, La....Dy и трансурановые элементы: Np, Pu, Am и Cm. Растворы радиоактивных отходов высокой удельной активности по составу представляют собой смеси азотнокислых солей с концентрацией азотной кислоты до 2,8 моль/литр, в них присутствуют добавки HF (до 0,06 моль/литр) и H₂SO₄ (до 0.1 моль/литр). Общее содержание солей конструкционных элементов и радионуклидов в растворах составляет приблизительно 10 мас%.

Во всех предшествующих главах книги постоянно отмечались аналогии между технологическими и природными процессами, которыми подчеркивается неразрывная связь экспериментальной и технической петрологии. При решении проблемы обезвреживания радиоактивных отходов использование “опыта, накопленного природой”, прослеживается особенно наглядно. Недаром именно специалисты в области экспериментальной петрологии оказались едва ли не первыми, кто оказался готов решать возникшую проблему.

Сравнение составов радиоактивных отходов и пород земной коры показывает плохую корреляцию. Нереально найти геохимически совместимый с радиоактивными отходами тип горной породы. Решение проблемы значительно облегчает существование методов разделения смеси жидких радиоактивных отходов, разработанных в Радиевом институте и реализуемых в настоящее время на ПО Маяк. Они позволяют выделять из смеси элементов радиоактивных отходов отдельные группы, близкие по своим геохимическим характеристикам, а именно:

щелочные и щелочноземельные элементы;
галогениды;
редкоземельные элементы;
актиниды.

Для этих групп элементов можно попытаться найти породы и минералы, перспективные для их связывания.

Природные химические (и, даже, ядерные!) реакторы, производящие токсичные вещества, - не новость в геологической истории Земли. Тем не менее около 3 млрд. лет назад на планете зародилась, успешно сосуществует рядом с очень опасными веществами и развивается жизнь.

Рассмотрим основные пути саморегуляции природы с точки зрения их использования в качестве методов обезвреживания отходов техногенной деятельности человечества. Намечаются четыре таких принципа.

а) Изоляция - вредные вещества концентрируются в контейнерах и защищаются специальными барьерными веществами. Природным аналогом контейнеров могут служить слои водоупоров. Однако, это - не слишком надежный способ обезвреживания отходов: при хранении в изолированном объеме опасные вещества сохраняют свои свойства и при нарушении защитного слоя могут вырываться в биосферу, убивая все живое. В природе разрыв таких слоев приводит к выбросам ядовитых газов (вулканическая активность, сопровождающаяся взрывами и выбросами газов, раскаленного пепла, выбросы сероводорода при бурении скважин на газ - конденсат). При хранении опасных веществ в специальных хранилищах также иногда происходит нарушение изолирующих оболочек с катастрофическими последствиями. Печальный пример из техногенной деятельности человека - челябинский выброс радиоактивных отходов в 1957 году из-за разрушения контейнеров - хранилищ. Изоляция применяется для временного хранения радиоактивных отходов; в будущем необходимо реализовать принцип многобарьерной защиты при их захоронении, одним из составных элементов этой защиты будет слой изоляции.

б) Рассеяние - разбавление вредных веществ до уровня, безопасного для биосферы. В природе действует закон всеобщего рассеяния элементов В.И.Вернадского. Как правило, чем меньше кларк, тем опаснее для жизни элемент или его соединения (рений, свинец, кадмий). Чем больше кларк элемента, тем он безопаснее - биосфера к нему "привыкла". Принцип рассеяния широко используется при сбросе техногенных вредных веществ в реки, озера, моря и океаны, а также в атмосферу - через дымовые трубы. Рассеяние использовать можно, но видимо, только для тех соединений, время жизни которых в природных условиях невелико, и которые не смогут дать вредных продуктов распада. Кроме того, их не должно быть много. Так, например, СО₂ - вообще говоря, не вредное, а иногда даже полезное соединение. Однако, возрастание концентрации углекислоты во всей атмосфере ведет к парниковому эффекту и тепловому загрязнению. Особенно страшную опасность могут представлять вещества (например, плутоний), получаемые искусственно в больших количествах. Рассеяние до сих пор применяется для удаления отходов малой активности и, исходя из экономической целесообразности, будет еще долго оставаться одним из методов для их обезвреживания. Однако в целом в настоящее время возможности рассеивания в основном исчерпаны и надо искать другие принципы.

в) Существование вредных веществ в природе в химически устойчивых формах. Минералы в земной коре сохраняются сотни миллионов лет. Распространенные акцессорные минералы (циркон, сфен и другие титано- и цирконосиликаты, апатит, монацит и другие фосфаты и т.д.) обладают большой изоморфной емкостью по отношению к многим тяжелым и радиоактивным элементам и устойчивы практически во всем интервале условий петрогенезиса. Имеются данные о том, что цирконы из россыпей, испытавшие вместе с вмещающей породой процессы высокотемпературного метаморфизма и даже гранитообразования, сохраняли свой первичный состав.

г) Минералы, в кристаллических решетках которых находятся подлежащие обезвреживанию элементы, в природных условиях находятся в равновесии с окружающей средой. Реконструкция условий древних процессов, метаморфизма и магматизма, имевших место много миллионов лет назад, возможна благодаря тому, что в кристаллических горных породах на протяжении длительного по геологическим масштабам времени сохраняются особенности состава образовавшихся при этих условиях и находившихся между собой в термодинамическом равновесии минералов.

Описанные выше принципы (особенно последние два) находят применение при обезвреживании радиоактивных отходов.

Существующие разработки МАГАТЭ рекомендуют захоронение отвержденных радиоактивных отходов в стабильных блоках земной коры. Матрицы должны минимально взаимодействовать с вмещающей породой и не растворяться в поровых и трещинных растворах. Требования, которым должны удовлетворять матричные материалы для связывания осколочных радионуклидов и малых актинидов, можно сформулировать следующим образом.

Способность матрицы связывать и удерживать в виде твердых растворов возможно большее число радионуклидов и продуктов их распада в течение длительного (по геологическим масштабам) времени.
Быть устойчивым материалом по отношению к процессам физико-химического выветривания в условиях захоронения (длительного хранения).
Обладать термической устойчивостью при высоких содержаниях радионуклидов.
Обладать комплексом физико-механических свойств, которые необходимо иметь любому матричному материалу для обеспечения процессов транспортировки, захоронения и пр.:

механической прочностью,
высокой теплопроводностью,
малыми коэффициентами теплового расширения,
устойчивостью к радиационным повреждениям.

Иметь простую технологическую схему производства
Производиться из исходного сырья, сравнительно низкой стоимости.

Современные матричные материалы подразделяются по своему фазовому состоянию на стеклообразные (боросиликатные и алюмофосфатные стекла) и кристаллические - как полиминеральные (синроки) так и мономинеральные (цирконий-фосфаты, титанаты, цирконаты, алюмосиликаты и т.п.).

Традиционно для иммобилизации радионуклидов применяли стекольные матрицы (боросиликатные и алюмофосфатные по составу). Эти стекла по своим свойствам близки к алюмосиликатным, только в первом случае алюминий заменен бором, а во втором - кремний фосфором. Эти замены вызваны необходимостью снижения температуры плавления расплавов и уменьшения энергоемкости технологии. В стекольных матрицах достаточно надежно удерживается 10-13мас.% элементов радиоактивных отходов. В конце 70-х годов были разработаны первые кристаллические матричные материалы - синтетические горные породы (синрок). Эти материалы состоят из смеси минералов - твердых растворов на основе титанатов и цирконатов и гораздо более устойчивы к процессам выщелачивания, чем стекольные матрицы. Заметим, что наилучшие матричные материалы - синроки - были предложены петрологами (Рингвуд и др.).

Способы остекловывания радиоактивных отходов, используемые в странах с развитой ядерной энергетикой (США, Франция, Германия), не отвечают требованиям их длительного безопасного хранения в связи со спецификой стекла как метастабильной фазы. Как показали исследования, даже наиболее устойчивые к процессам физико-химического выветривания алюмофосфатные стекла, оказываются малостабильными при условиях захоронения в земной коре. Что же касается боросиликатных стекол, то согласно экспериментальным исследованиям, в гидротермальных условиях при 350^оС и 1 кбар они полностью кристаллизуются с выносом элементов радиоактивных отходов в раствор. Тем не менее, стеклование радиоактивных отходов с последующим хранением стекольных матриц в специальных хранилищах является пока единственным методом промышленного обезвреживания радионуклидов.

Рассмотрим свойства имеющихся матричных материалов. В таблице 1 представлена их краткая характеристика.

Сравнительные характеристики матричных материалов

Таблица 1.

Свойства	(B,Si)-стекла	(Al,P)-стекла	Синрок	NZP¹⁾	Глины	Цео-литы
Способность фиксировать РН²⁾ и продукты их распада	+	+	+	+	-	+
Устойчивость к выщелачиванию	+	+	++	++	-	-
Термоустойчивость	+	+	++	++	-	-
Механическая прочность	+	+	++	?	-	+
Стойкость к радиационным повреждениям	++	++	+	+	+	+
Устойчивость при размещении в породах земной коры	-	-	++	?	+	-
Технология производства ³⁾	+	-	-	?	+	+
Стоимость исходного сырья ⁴⁾	+	+	-	-	++	++

Характеристики свойств матричных материалов: “++” - очень хорошие; “+” - хорошие; “-” - плохие.

¹⁾ NZP - фазы фосфатов циркония с общей формулой (^IA_x^IIB_y^IIIR_z^IVM_v^VC_w)(PO₄)_m; где ^IA_x .....^VC_w- элементы I-V групп таблицы Менделеева;

²⁾ РН - радионуклиды;

³⁾ Технология производства: “+” - простая; “-” - сложная;

⁴⁾Исходное сырье: “++” - дешевое; “+” - среднее; “-” - дорогое.

Из анализа таблицы следует, что матричных материалов, удовлетворяющих всем сформулированным требованиям нет. Стекла и кристаллические матрицы (синрок и, возможно, насикон) являются наиболее приемлемыми по комплексу физико-химических и механических свойств, однако, высокая стоимость как производства, так и исходных материалов, относительная сложность технологической схемы ограничивают возможности широкого применения синрока для фиксации радионуклидов. Кроме того, как уже говорилось, устойчивость стекол недостаточна для захоронения в условиях земной коры без создания дополнительных защитных барьеров.

Усилия петрологов и геохимиков - экспериментаторов сосредоточены на проблемах, связанных с поиском новых модификаций кристаллических матричных материалов, более пригодных для захоронения радиоактивных отходов в породах земной коры.

Прежде всего, в качестве потенциальных матриц - фиксаторов радиоактивных отходов были выдвинуты твердые растворы минералов. Идея о целесообразности применения твердых растворов минералов в качестве матриц для фиксации элементов радиоактивных отходов была подтверждена результатами широкого петролого - геохимического анализа геологических объектов. Известно, что изоморфные замещения в минералах осуществляются, главным образом, по группам элементов таблицы Д.И. Менделеева:

в полевых шпатах: Na K Rb; Ca Sr Ba; Na Ca (Sr, Ba);

в оливинах: Mn Fe Co;

в фосфатах: Y La...Lu и т.п.

Задача состоит в том, чтобы среди природных минералов с высокой изоморфной емкостью подобрать твердые растворы, которые способны концентрировать в себе указанные выше группы элементов радиоактивных отходов. В таблице 2 показаны некоторые минералы - потенциальные матрицы для размещения в них радионуклидов. В качестве матричных могут применяться как главные, так и акцессорные минералы.

Минералы - потенциальные концентраторы элементов радиоактивных отходов.

Таблица 2.

Минерал	Формула минерала	Элементы РАО, изоморфно фиксируемые в минералах
Главные породообразующие минералы
Полевой шпат	(Na,K,Ca)(Al,Si)4O8	Ge, Rb, Sr, Ag, Cs, Ba, La...Eu, Tl
Нефелин	(Na,K)AlSiO4	Na, K, Rb, Cs, Ge
Содалит	Na8Al6Si6O24Cl2	Na, K, Rb, Cs?, Ge, Br, I, Mo
Оливин	(Fe,Mg)2SiO4	Fe, Co, Ni, Ge
Пироксен	(Fe,Mg)2Si2O6	Na, Al, Ti, Cr, Fe, Ni
Цеолиты	(Na,Ca)[(Al,Si)nOm]k*xH2O	Co, Ni, Rb, Sr, Cs, Ba
Акцессорные минералы
Перовскит	(Ce,Na,Ca)2(Ti,Nb)2O6	Sr, Y, Zr, Ba, La...Dy, Th, U
Апатит	(Ca,REE)5(PO4)3(F,OH)	Y, La....Dy, I(?)
Монацит	(REE)PO4	Y, La...Dy, Th
Сфен	(Ca,REE)TiSiO5	Mn,Fe,Co?,Ni,Sr,Y,Zr,Ba,La...Dy
Цирконолит	CaZrTi2O7	Sr, Y, Zr, La...Dy, Zr, Th, U
Циркон	ZrSiO4	Y, La...Dy, Zr, Th, U

Список минералов таблицы 10 может быть существенно дополнен. Для иллюстрации на рис.1 показано сопоставление нормированных по хондритам спектров элементов радиоактивных отходов и различных акцессорных минералов. По соответствию геохимических спектров для иммобилизации радионуклидов наиболее подходят такие минералы, как апатит и сфен, а вот в циркон концентрируются в основном тяжелые редкоземельные элементы.

Рис. 1. Содержания редких элементов (нормированные по хондритам) в акцессорных минералах из щелочных пород Ловозерского массива в сравнении с составом радиоактивных отходов.

Одним из наиболее общих подходов к проблеме послужила разработка концепции фазового и химического соответствия матрицы - фиксатора радиоактивных отходов вмещающим породам земной коры. В соответствии с концепцией матрица должна находиться в состоянии термодинамического равновесия с вмещающими породами. Для минимизации диффузии радионуклидов из матрицы в окружающую среду она по своему химическому и фазовому составу должна быть максимально близка к породам места захоронения. Для реализации принципа "подобное хранить в подобном" удобнее всего использовать минералы. Щелочные и щелочноземельные элементы можно размещать в минералах группы каркасных алюмосиликатов, а радионуклиды группы редкоземельных элементов и актинидов - в акцессорных минералах.

Указанные минералы распространены в различных типах магматических и метаморфических пород. Поэтому сейчас мы можем решать конкретную задачу о выборе минералов - концентраторов элементов, специфичных к породам уже имеющихся полигонов, предназначенных для захоронения радиоактивных отходов. Так, например, для полигонов комбината "Маяк" (вулканогенно-осадочные толщи, порфириты) в качестве матричных материалов можно использовать полевые шпаты, пироксены и акцессорные минералы (циркон, сфен, фосфаты и др.).

Для создания и прогноза поведения минеральных матричных материалов в условиях длительного нахождения в породах необходимо уметь рассчитывать реакции в системе матрица - раствор - вмещающая порода, для чего необходимо знать их термодинамические свойства. В породах почти все минералы являются твердыми растворами, среди них наиболее распространены каркасные алюмосиликаты. Они слагают около 60% объема земной коры, всегда привлекали внимание и служили объектами изучения для геохимиков и петрологов.

Надежной основой термодинамических моделей может служить только экспериментальное изучение равновесий минералов - твердых растворов. Одной из важнейших термодинамических характеристик твердых растворов является интегральная избыточная энергия смешения, которая может быть рассчитана из данных исследования реакций ионного обмена с водно-солевыми флюидами. Равновесия плевых шпатов служат примерами изученных катионообменных реакций: Me’(Al,Si)₄O₈ + Me’’Cl = Me’’(Al,Si)₄O₈ + Me’Cl (+ SiO₂), где Me’и Me’’ - Na, K, Ca, Sr, Ba. Стронций обогащает полевой шпат относительно раствора, что является дополнительным барьером, препятствующим диффузии радионуклидов в раствор.

Была показана связь интегральных избыточных энергий смешения с кристаллохимическим параметром ρ ("ро"), который отражает степень искажения структуры при изоморфном замещении одного катиона другим. Данная зависимость имеет предсказательный характер, т.е., получив величину r рентгеновскими или другими методами, мы можем оценить энергетику твердого раствора. Чем больше параметр r , тем выше коэффициент распределения элемента в пользу полевого шпата.

Анионообменные реакции изучены для фельдшпатоидов (в частности, содалита): Na₈(Al,Si)₄O₁₂X + NaY = Na₈(Al,Si)₄O₁₂Y + NaX, где X и Y - Cl, CО₃, S, Br, I.

Оценка устойчивости матриц для размещения радиоактивных отходов к выщелачиванию также представляет собой работу, которую квалифицированно выполняют экспериментаторы петрологи и геохимики. Существует методика теста МАГАТЭ МСС-1 при 90^оС, в дистиллированной воде. Определенные по ней скорости выщелачивания минеральных матриц с увеличением продолжительности опытов снижаются (в отличие от стекольных матриц, в которых наблюдается постоянство скоростей выщелачивания). Это объясняется тем, что в минералах, после выноса элементов с поверхности образца, скорости выщелачивания определяются внутрикристаллической диффузией элементов, которая очень низка при 90^оС. Поэтому происходит резкое снижение скоростей выщелачивания. Стекла же при воздействии воды непрерывно перерабатываются, кристаллизуются, и поэтому зона переработки смещается в глубину.

Данные опытов показали, что скорости выщелачивания элементов из минералов различаются. Процессы выщелачивания, как правило, идут инконгруэнтно. Если рассматривать предельные, самые низкие скорости выщелачивания (достигаемые за 50 - 78 суток), то по увеличению скорости выщелачивания различных оксидов намечается ряд: Al Na (Ca) Si.

Скорости выщелачивания для отдельных оксидов возрастают в следующих рядах минералов:

для SiО₂: ортоклаз скаполит нефелинлабрадор содалит

0,008 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 0,140 (г/м^2×сут)

для Na₂О:лабрадор скаполит нефелин содалит;

0,004 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 0,110 (г/м^2×сут) для CaО:апатит скаполит лабрадор;

0,006 . . . . . . . . . . 0,013 (г/м^2×сут)

Кальций и натрий занимают в минералах те же кристаллохимические позиции, что и стронций и цезий, поэтому в первом приближении можно считать, что и скорости выщелачивания их будут сходны и близки к таковым из синрока. В этом отношении каркасные алюмосиликаты являются перспективными матричными материалами для связывания радионуклидов, поскольку скорости выщелачивания из них Cs и Sr на 2 порядка меньше, чем для боросиликатных стекол и сравнимы со скоростями выщелачивания для синрока-C, который в настоящее время является наиболее устойчивым матричным материалом.

Прямой синтез алюмосиликатов, особенно из смесей, содержащих радиоактивные изотопы, требует такой же сложной и дорогостоящей технологии, как и приготовление синрока. Следующей ступенью стала разработка и синтез керамических матриц методом сорбции радионуклидов на цеолиты с последующим превращением их в полевые шпаты.

Известно, что некоторые природные и синтетические цеолиты обладают высокой селективностью по отношению к Sr, Cs. Однако, как легко они сорбируют эти элементы из растворов, так же легко и отдают. Проблема состоит в том, как удержать сорбированные Sr и Сs. Некоторые из этих цеолитов полностью (за вычетом воды) изохимичны полевым шпатам, более того, процесс ионообменной сорбции дает возможность получать цеолиты заданного состава, причем процесс этот относительно легко контролируется и управляется.

Рис. 2. Изменение логарифма скорости выщелачивания - lg(LR) стронция и цезия из алюмосиликатных матриц, синтезированных из цеолитов (соответственно z4310 и z4311) в сравнении с боросиликатным стеклом и Синроком - С.

Суть предложенного метода рассмотрим на примере стронция. Аналогичные работы выполнены для цезия. В качестве сорбента стронция был выбран синтетический промышленный цеолит NaХ. Выбор обусловлен высокой селективностью этого цеолита к Sr и отношением в нем Si / Al = 1-1.5, близким к плагиоклазам. Количество воды в цеолите - 19,0 мас%. Стронциевая форма цеолита получается в динамических условиях при комнатной температуре и нормальном давлении. Через колонку пропускают раствор стронция. Режим фильтрации - ионного обмена специально исследуется и подбирается путем контроля концентрации ионов в выходящем из колонки растворе. Разработано несколько методов фазовой трансформации цеолита в полевой шпат, наиболее простая следующая. Sr - замещенный цеолит прессуют в таблетки, которые медленно (за 5 часов) нагревают до 1000^оС и затем выдерживают при этой температуре в течение 3 суток. Продукты представляют собой белый плотный керамический материал. Рентгенографическое исследование показывает, что полевой шпат является единственной фазой в продуктах опытов. Его состав полностью соответствует составу дегидратированного стронций - содержащего цеолита. Испытания по определению скоростей выщелачивания продемонстрировали высокую стойкость Sr - содержащих полевых шпатов, на 2,5 порядка лучшую, чем у боросиликатных стекол (рис. 2).

Использование фазовых трансформаций имеет следующие преимущества перед другими методами отверждения радиоактивных отходов:

возможность переработки растворов осколочных радионуклидов различной концентрации и соотношения элементов;
возможность постоянного контроля процесса сорбции и насыщения цеолитового сорбента элементами радиоактивных отходов в соответствии с соотношением Al / Si в цеолите;
ионный обмен на цеолитах хорошо технологически отработан и широко применяется в промышленности для очистки жидких отходов, что подразумевает хорошее технологическое знание основ процесса;
твердые растворы полевых шпатов и фельдшпатоидов, получаемые в процессе керамизации цеолитов, не требовательны к строгому соблюдению Al/Si соотношения в исходном сырье, и результирующий матричный материал соответствует принципу фазового и химического соответствия для минеральных ассоциаций магматических и метаморфических пород земной коры;
относительно простая технологическая схема производства матриц за счет исключения стадии кальцинации;
легкость подготовки исходного сырья (природных и искусственных цеолитов) для использования в качестве сорбентов;
дешевизна природных и синтетических цеолитов, возможность использования отработанных цеолитов.

Данный метод может быть использован для очистки водных растворов, содержащих также радионуклиды цезия. Превращения цеолита в полевошпатовую керамику позволяет в соответствии с концепцией фазового и химического соответствия размещать полевошпатовую керамику в породах, в которых полевые шпаты являются главными породообразующими минералами; соответственно выщелачивание стронция и цезия будет сведено к минимуму. Именно такие породы (вулканогенно-осадочного комплекса) расположены в районах полигонов предполагаемого захоронения радиоактивных отходов на предприятии "Маяк".

Для редкоземельных элементов перспективен цирконий-фосфатный сорбент, при трансформации которого образуется керамика, содержащая цирконий-фосфаты редких земель (так называемые фазы NZP) - являющиеся очень стабильными к выщелачиванию и устойчивыми в земной коре фазами. Скорости выщелачивания редкоземельных элементов из такой керамики на порядок ниже, чем из синрока.

Для иммобилизации йода методом сорбции его на цеолиты NaX и СuX получена керамика, содержащая фазы иод-содалита и CuI. Скорости выщелачивания йода из данных керамических материалов сопоставимы с таковыми щелочных и щелочноземельных элементов из боросиликатных стекольных матриц.

Рис. 3. Двухслойная матрица.

Перспективным направлением является создание двуслойных матриц, основанных на фазовом соответствии минералов различного состава в субсолидусной области. Пример синтетических двуслойных матриц (Sr- содержащие полевые шпаты, покрытые оболочкой кварца) показаны на рис. 3. Кварц, так же как и полевые шпаты, является породообразующим минералом многих типов горных пород. Специальные опыты показали, что равновесная концентрация стронция в растворе (при 250^оС и давлении насыщенного пара) снижается в 6 - 10 раз при добавлении кварца в систему. Поэтому подобные двуслойные материалы должны существенно повышать устойчивость матриц к процессам выщелачивания твердых растворов.

Рис. 4. T-X диаграмма (предварительные данные) твердых растворов в системе (K,Cs)AlSiO₄ .

На рис. 4 показана приблизительная ТХ диаграмма твердых растворов в системе (K,Cs)AlSiO₄. При низких температурах здесь существует обширная область несмесимости. Напрашивается создание двуслойной матрицы с зерном цезиевого кальсилита в центре, покрытым слоем обычного кальсилита. Таким образом, ядро и оболочка будут равновесны друг с другом, что должно минимизировать процессы диффузии цезия наружу. Сам кальсилит устойчив в щелочных магматических продах калиевого ряда, в которых и можно будет размещать (в соответствии с принципом фазового и химического соответствия) подобные "идеальные" матрицы. Синтез этих матриц также проводится методом сорбции с последующей фазовой трансформацией. Все вышеизложенное показывает один из примеров приложения результатов фундаментальных научных исследований к решению практических задач, периодически возникающих перед человечеством.

III

Вывод

Вторая половина ХХ века ознаменовалась резким обострением экологических проблем. Масштабы техногенной активности человечества в настоящее время уже сравнимы с геологическими процессами. К прежним типам загрязнений окружающей среды, получивших экстенсивное развитие, добавилась опасность радиоактивного заражения. Главным ее источником является ОЯТ атомных электростанций. Однако, ввиду всего вышеперечисленного во II части данной работы, можно с уверенностью утверждать, что отработавшее ядерное топливо, равно как и вся деятельность АЭС, при соблюдении всех технологических процессов, не представляют угрозы для экологии окружающей среды. Примером тому может послужить то, что наиболее развитые страны [п.3] непрерывно увеличивают долю энергии, производимую ядерными электростанциями: Франция – более 60%, Германия – 40%, Англия – 65%, Япония – порядка 60%, США – 30% и т.д. ископаемое углеродное топливо имеет тенденцию к полному исчерпанию, а все нетрадиционные источники энергии (ветер, солнце, приливы, тепло Земли) неконкурентоспособны из-за экономической нерентабельности и малых ресурсов. Только ядерная энергия может служить цивилизации практически неограниченное время.

Приложение 1

ОЯТ российских реакторов

ОЯТ реакторов ВВЭР-440

В России действуют 6 блоков реакторов ВВЭР-440 с годовым образованием ОЯТ 87 тонн. Для них по урану реализован замкнутый ЯТЦ: после выдержки в приреакторных бассейнах в течение 3-5 лет ОЯТ ВВЭР-440 вывозится на переработку на завод РТ-1.

Количество ОТВС, хранящихся на блоках, не превышает 20-25% от емкости бассейнов выдержки. В случае закрытия действующего радиохимического производства и прекращения приема ОЯТ, хранилища ОЯТ на АЭС будут полностью заполнены, а реакторы ВВЭР-440 через 4-5 года придется остановить. 21 блок ВВЭР-440 эксплуатируется в европейских странах. В последнее время ограничено поступление ОЯТ ВВЭР-440 из этих стран.

ОЯТ реакторов ВВЭР-1000

На 8 энергоблоках реакторов ВВЭР-1000 в России ежегодно образуется 190 тонн ОЯТ. За рубежом действуют 13 блоков ВВЭР-1000, ряд АЭС находится в стадии проектирования и строительства.

ВВЭР-1000 в настоящее время – самый успешный экспортный проект реактора в мире.

Для реакторов ВВЭР-1000 ЯТЦ в настоящее время не является замкнутым: ОЯТ после выдержки в течение 3-5 лет вывозится с АЭС в централизованное хранилище на ГХК (Железногорск под Красноярском), в настоящее время оно заполнено на 45%. Решение вопроса переработки ОЯТ принято в направлении модернизации завода РТ-1 и создания завода РТ-2.

В настоящее время на АЭС России находится 1660 ОТВС ВВЭР-1000 общей активностью 0,6 млрд. кюри; заполнение бассейнов выдержки составляет ~ 40% емкости.

ОЯТ реакторов РБМК

Ежегодно на 11 российских реакторах РБМК-1000 образуется 550 тонн ОЯТ (что соответствует 5000 ОТВС). Для реакторов РБМК реализуется открытый ЯТЦ: ОЯТ хранится на АЭС в водной среде в приреакторных бассейнах выдержки и отдельно стоящих ХОЯТ; переработка ОЯТ не производится. В настоящее время запланирован переход с мокрого на сухое (до 50 лет) хранение ОЯТ с учетом его категорирования.

Вместимость существующих хранилищ обеспечит работу блоков в течение 5 лет. Ныне на площадках АЭС хранится более 9000 тонн ОЯТ общей активностью 3,5 млрд. кюри. В настоящее время ОЯТ РБМК с АЭС не вывозится. Вывоз будет осуществлен после создания на АЭС узлов резки на два пучка ОТВС РБМК. После 2005г. запланирован прием топлива на сухое хранение на ГХК.

ОЯТ реактора БН-600 Белоярской АЭС

В реакторе БН-600 ежегодно образуется 6,2 тонны ОЯТ, которое после выдержки направляется на переработку на завод РТ-1, – для ОЯТ данного типа реализован замкнутый цикл по урану. В настоящее время в бассейнах выдержки хранится 66 тонн ОЯТ

ОЯТ реакторов АМБ Белоярской АЭС и ЭГП-6 Билибинской АЭС

Два реактора АМБ остановлены в 1989 г. ОЯТ выгружено из реакторов и в настоящее время хранится в чехлах в сухих пеналах (190 тонн ОЯТ в 5000 ОТВС) и в мокром хранилище ПО «Маяк» (76 тонн ОЯТ, 2200 ОТВС).

В качестве основного варианта принято решение о выгрузке всего ОЯТ АМБ из бассейнов выдержки и его дальнейшем сухом хранении, в связи с чем необходима разработка технологии перевода ОЯТ в безопасное состояние с обеспечением вывоза в ХОЯТ для долговременного хранения.

4 реактора ЭГП-6, согласно проекту, должны быть окончательно остановлены в 2004 г. (если не будет реализован вариант продления их эксплуатации, который сейчас обсуждается). Общая масса ОЯТ составляет 164 тонны (4600 ОТВС), негерметичных и дефектных ОТВС нет. Из имеющихся трех бассейнов два уже заполнены и переведены на сухое хранение топлива. Рассматривается возможность и целесообразность вывоза ОЯТ ЭГП в федеральное хранилище.

ОЯТ реакторов АПЛ, АЛ, НК, стендов-прототипов судовых и космических ЯЭУ

На начало 2002г. накоплено около 70 т ОЯТ транспортных ЯЭУ (с учетом дефектных сборок). Суммарная активность накопленного ОЯТ оценивается величиной 0,2 млрд. кюри. Из состава ВМФ выведено значительное число АПЛ, большая часть из которых находится на плаву с невыгруженными из реактора активными зонами. С 2002 г. ежегодная выгрузка ОЯТ из эксплуатируемых и выведенных из эксплуатации транспортных установок составит 15-20 тонн в год. Объем ОЯТ реакторов АЛ и НК составляет до 3% от количества ОЯТ АПЛ.

ОЯТ транспортных ЯЭУ направляется на ПО «Маяк» для радиохимической переработки. Дефектное топливо также планируется перерабатывать с предварительным размещением в пеналах. Имеется ОЯТ с топливной композицией U-Zr и U-Be, которое в настоящее время не подлежит приему на РТ-1 из-за отсутствия технологической линии по его переработке. В ближайшей перспективе (до 2007г.) необходимо принять решение о переработке ОЯТ с указанными композициями при реконструкции завода РТ-1. В России действуют 2 стенда-прототипа судовых ЯЭУ. ОЯТ стендов-прототипов хранится в БВ в количестве нескольких тонн. В России действовали 3 стенда-прототипа космических ЯЭУ; ОЯТ в количестве 500 кг хранится в сухих хранилищах стендов. Необходимо в ближайшей перспективе решить вопрос переработки этого типа ОЯТ.

ОЯТ исследовательских реакторов (ИР)

В России имеется 33 ИР, из которых действуют 18, на реконструкции 2, остальные выведены из эксплуатации; кроме того, существует несколько десятков критических и подкритических сборок. В последние годы ОЯТ как накапливалось во временных хранилищах исследовательских центров, так и перерабатывалось.

Вследствие большого разнообразия конструкций ТВЭЛ и ОТВС, различий топливных композиций и конструкционных материалов, для ОЯТ каждого ИР, КС и ПКС в срок до 2005 г. должно быть принято решение о выборе технологии переработки, долговременного хранения или захоронения.

Отработанные ПЭЛ в составе ОТВС

Отработанные ПЭЛ, входящие в состав ОТВС, хранятся, транспортируются и перерабатываются вместе с ОТВС того же реактора.

ПЭЛ, входящие в состав ОТВС реакторов ВВЭР-1000, подлежат переработке отдельно от ОТВС.

Приложение 2.

Стоимость актинидов и редких металлов, содержащихся в ОЯТ.

Приводимые ниже расчеты могут быть только ориентировочными по следующей основной причине – широкое промышленное использование методов полного извлечения металлического вторичного сырья из ОЯТ в любом случае начнется нескоро. Повышение эффективности, автоматизация и роботизация этих процессов могут существенно повлиять на стоимость основных операций. Может, как мы надеемся, повыситься и общественная приемлемость ядерных технологий, и в какой-то мере отпадут искусственные препоны, неоправданно повышающие стоимость. Могут существенно измениться цены на все энергетическое сырье – как органическое топливо, так и природный уран. Поэтому воспринимать приводимые ниже цифры можно только как прикидки.

Уран. Для получения урана с обогащением 1,2% нужно затратить примерно 2 кг естественного урана и 1 ЕРР (единицу работы разделения). При стоимости естественного урана $30/кг и работы разделения $80/ЕРР это дает $140 за килограмм урана, экстрагированного из ОЯТ.

Плутоний. Оценить стоимость плутония по его энергетической ценности можно следующим образом. Ри-239 по топливным качествам не хуже U-235. Плутония, содержащегося в одной тонне ОЯТ, достаточно для изготовления примерно 150 кг смешанного уран-плутониевого топлива ВВЭР (МОКС-топлива) стандартного обогащения для замены уранового топлива. Цена килограмма урана с обогащением 4,4% складывается из цены 8 кг естественного урана (при обогащении отвального урана 0,2%) и 7,5 ЕРР. При ценах, использованных в предыдущем пункте, это дает $840/кг. Таким образом, урановая смесь такого же энергосодержания, как 150 кг МОХ, стоит $126000. Если предположить, что изготовление МОХ-топлива примерно на $300/кг дороже, чем уранового, то из полученной цены за 150 кг надо вычесть $45000. В итоге получается экономический эффект примерно $80 000 на тонну ОЯТ.

Платиноиды. Рыночная стоимость металлов платиновой группы испытывает значительные колебания. По данным последнего времени можно принять следующие цифры: рутений - $8/г; родий - $9/г; палладий - $12/г.

С учетом всего вышеизложенного можно принять оценку полной стоимости вторичных материалов, содержащихся в ОЯТ и допускающих регенерацию, приведенную в итоговой табл.3. Приведены удельные цифры на тонну тяжелого металла ОЯТ и полные в пересчете на 20 тыс. т ОЯТ. Вторичный цирконий не учтен, поскольку трудно оценить затраты на обращение с ним, и вклад его в итоговую сумму относительно невелик.

Таблица 1. Оценка стоимости вторичных материалов, содержащихся в ОЯТ и допускающих регенерацию.

Материал

Масса на тонну ОЯТ, кг

Цена,

$/кг материала

Цена,

$ на тонну ОЯТ

Уран

950

140

133 000

Плутоний

8000

80000

Рутений

2,6

8000

20800

Родий

0,5

9000

4500

Палладий

1,6

12000

19200

ИТОГО

257 500

Прямой и убедительной демонстрацией экономических возможностей ОЯТ явился эксперимент в ГНЦ РФ «Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (Димитровград). Твэлы из ОЯТ реакторов ВВЭР были поставлены на дополнительное облучение в петлю исследовательского реактора «МИР». В результате с них была снята энергия порядка 10 МВт суток/кг. При цене электроэнергии два цента за киловатт-час это соответствует пяти тысячам долларов на кг ОЯТ. Масштабный канадско-южнокорейский проект DUPIC предусматривает прямое использование ОЯТ ВВЭР (без переработки) в качестве свежего топлива тяжеловодных реакторов примерно с таким же дополнительным энерговыделением.