Cтратегия обращения с ОЯТ

Отработавшее ядерное топливо – неизбежный побочный продукт производства атомной энергии. Усредненный состав ОЯТ тепловых реакторов – 94-95% урана, около 1% плутония и 4-5% осколочных продуктов деления, чья радиоактивность составляет до 99% активности всех материалов атомной энергетики и промышленности. Присутствие делящихся нуклидов урана и плутония требует исключения риска самопроизвольной цепной ядерной реакции при обращении с ОЯТ, что фундаментально отличает отработавшее топливо от радиоактивных отходов, образующихся в ядерно-оружейной и гражданских сферах применения энергии атома.

В этом выпуске журнала Вы, уважаемый читатель, найдете подборку интересных и актуальных материалов, касающихся всего спектра выполняемых в России работ по обращению с ОЯТ.

Предвзятость и страх, зачастую сопровождающие в прессе тему обращения с ОЯТ, понятны. Высокие уровни γ- и нейтронного излучения ОЯТ требуют надежных барьеров для защиты персонала и населения от опасных дозовых нагрузок, а количество токсичных радионуклидов, содержащихся в одной тонне отработавшего топлива АЭС, теоретически способно «отравить» миллиарды кубометров чистой воды. Справедлива и озабоченность общественности тем фактом, что количество выгруженных из реакторов АЭС отработавших тепловыделяющих сборок постоянно растет, нужны крупные затраты на новые хранилища, транспортные контейнеры, перерабатывающие комплексы и высокопрофессиональные кадры.

С другой стороны, ОЯТ исключительно компактно – всего одним литерным рейсом железнодорожного состава из восьми контейнеров вывозится все топливо, выгруженное после года работы двух блоков ВВЭР-1000. Каждый год в России осуществляется несколько десятков рейсов с ОЯТ АЭС, исследовательских и ледокольных реакторов, утилизируемых и находящихся в строю атомных субмарин. И за всю историю перевозок ОЯТ в атомной отрасли ни разу не было каких-либо инцидентов или аварий.

ОЯТ можно долгие годы безопасно хранить в «мокрых» хранилищах. Правильные проектноконструкторские решения обеспечивают целостность и охлаждение топливных сборок, защиту от излучений, безопасность персонала и окружающей среды. В последние 10-12 лет отмечается опережающий рост строительства «сухих» хранилищ; при этой технологии сборки размещают в герметизируемых объемах контейнеров или специальных камер, а теплоотвод обеспечивается инертным газом.

Стратегией ГК «Росатом» в области обращения с ОЯТ является его радиохимическая переработка для более полного использования энергетического потенциала урана, обеспечения плутониевых загрузок для будущего поколения реакторов на быстрых нейтронах (РБН), минимизации количества и объема образующихся отходов. Нашими единомышленниками являются Великобритания, Франция, Япония, Индия. Китай пока не имеет гражданских перерабатывающих мощностей, но также ориентируется на замыкание ядерного топливного цикла. Ряд стран (Швеция, Финляндия, Канада, Чехия) сегодня выбрали путь прямого захоронения ОЯТ без переработки – открытый ядерный цикл.

США почти 20 лет назад отказались от развития технологий переработки ОЯТ. Сегодня, когда новый президент страны закрыл проект создания в Неваде объекта геологической изоляции, американская ядерная энергетика оказалась в технологическом и политическом тупике, а энергокомпании выигрывают у Министерства энергетики крупные иски за ОЯТ, не вывезенное с АЭС. Вместе с тем, именно ОЯТ было выбрано США в качестве наиболее защищенной и безопасной формы для утилизации избытков оружейного плутония. Он будет превращен в уранплутониевое МОКС-топливо, загружен в реакторы АЭС, а формат выгоревших МОКС-сборок на многие годы обеспечит эффективную радиационную защиту остаточного плутония от нарушения режима нераспространения. ГК «Росатом» выбрала аналогичную схему, отличающуюся типом реактора: топливо из избыточного плутония будет загружаться в быстрые реакторы БН-800 и, возможно, БН-600.

Как можно снизить риски, связанные с постоянным ростом объемов ОЯТ в наших хранилищах? Есть французский опыт крупномасштабной переработки уранового топлива и производства МОКС-топлива из выделенного энергетического плутония. Откладывая на десятилетия этап переработки МОКС, французские компании сокращают объем хранящегося ОЯТ в семь-восемь раз. В Корее, эксплуатирующей как легководные, так и тяжеловодные реакторы (CANDU), ведется разработка DUPIC-процесса, который позволит дожигать отработавшую легководную топливную композицию в новых сборках CANDU.

Развитие в России новых ядерных технологий на базе реакторов на быстрых нейтронах позволит, переработав все запасы ОЯТ ВВЭР и РБМК, использовать выделенный плутоний для загрузки РБН и при этом уменьшить объем образующегося вторичного облученного топлива в 20-25 раз! Только после утилизации накопленных сегодня объемов ОЯТ легководных реакторов и хранящихся запасов энергетического плутония станет актуальным переход к следующему этапу – замыканию топливного цикла РБН.

Евгений КУДРЯВЦЕВ

Руководитель проектного офиса

"Создание системы обращения с ОЯТ и вывода из эксплуатации

ядерных и радиационно-опасных объектов"

ГК "Росатом"