Газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах Индуктивно-кондуктивные нагреватели для плавучей АЭС Главная проблема в развитии АЭС

Выдающаяся роль ак. Вернадского В.И., который, начиная с 1908 г. и до конца своей жизни (1945 г.), убежденно и настойчиво проводил в жизнь идею важнейшего значения атомной энергии в решении многих научных и технических проблем общества. Организовал первые 5 радиологических лабораторий в России, развернул полевые работы по поискам урана до революции. После Октября создал Радиевый институт. Со своими молодыми коллегами открыл и изучил в 30-х годах в Средней Азии первые промышленные месторождения урана. Сыграл ведущую роль в строительстве Радиевого завода (в 1938 г.) на базе руд Табошарского месторождения.

Главная проблема в развитии АЭС – разработка экономичных, надёжных способов захоронения больших количеств радиоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива.

Концептуальные основы обращения с РАО

Рис. 11.1. Современный вариант концепции обращения с РАО ядерного энергоблока

Специфика РАО требует применения специфичных методов обеспечения безопасности для человека и биосферы.

Обращение с жидкими радиоактивными отходами подразумевает хранение в специальных емкостях-хранилищах, нахождение в открытых водоёмах и специальных бассейнах, подземное захоронение в пластах-коллекторах, сбрасывание на специально выделенных участках морей и океанов. Технологии обращения с жидкими РАО требуют весьма высоких затрат. Стоимость переработки и хранения жидких РАО составляет 5 – 10 тыс. долларов/м3.

Обращение с твёрдыми радиоактивными веществами включает в себя хранение в металлических ёмкостях, цементирование, битумирование, прессование, сжигание, остекловывание.

Надёжная защита биосферы от жидких РАО возможна со значительно меньшими затратами, если использовать геологические барьеры безопасности. В мире накоплен опыт эксплуатации десятков тысяч скважин, через которые в глубинные горизонты, залегающие на глубинах от нескольких сотен до нескольких тысяч метров, закачивались различные промышленные, токсические и радиоактивные отходы. При подборе благоприятных геологических условий недра планеты способны удерживать в ограниченных объёмах различные вещества в твёрдом и жидком виде, сохраняя стабильность своих структур в течение миллионов лет. Благодаря высоким сорбционным характеристикам песчаных и глинистых пород подземные потоки воды только в слабой степени способны выщелачивать и переносить химические элементы. Поглощающая способность пластов-коллекторов, мощность и низкая проницаемость покрывающих глинистых слоёв служат надёжными барьерами безопасности закаченных жидких РАО.

В России действуют 17 глубоких хранилищ, в том числе 3 для удаления жидких РАО. В США эксплуатируются 560 нагнетательных скважин для удаления 46 млн. м3 ежегодно жидких токсичных промышленных стоков, имеются такие установки в странах Европы, Азии, Австралии. Широкое развитие получила закачка отходов бурения на морских платформах (Северное море, Мексиканский залив, Аляска).

Изоляцию жидких РАО от биосферных процессов в глубинных пластах-коллекторах следует рассматривать как инновационную природоохранную технологию.

Выбор места строительства новых АЭС в оптимальных для этой технологии геологических условиях повысит экологическую безопасность и позволит значительно снизить экономические затраты на всех этапах «жизни» АЭС.

Отработавшее ядерное топливо

Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) – это облученное топливо. Оно получается при плановом (обычно от двух до семи лет) облучении ядерного топлива в активной зоне реактора. По сравнению со свежим топливом в его составе меньше содержание урана-235 (поскольку он выгорает), зато накапливаются изотопы плутония, другие трансурановые элементы, а также осколки, или продукты деления – ядра средних масс. С течением времени изменяются также и физические характеристики конструкционных материалов тепловыделяющих сборок. В определенный момент они становятся функционально непригодны для нормальной работы реактора и подлежат удалению из него. Реактор ВВЭР мощностью 1000 МВт является источником 30 т ОЯТ ежегодно. Отработавшее топливо обычно перегружается из активной зоны с помощью специальной перегрузочной машины в бассейны выдержки, где хранится в течение 3–5 лет, при этом существенно снижается радиоактивность и тепловыделение, становится возможным вывоз ОЯТ с площадки АЭС. ОЯТ транспортируется на завод РТ-1 или РТ-2 для переработки или длительного хранения.

Таблица 5

Тепловыделение и активность 1 т ОЯТ, выгруженного из ВВЭР мощностью 1000 МВт (э)

Выдержка, годы

Тепловыделение, кВт 

Активность, МКи

0,4

21

4,6

1

10

2,3

2

4,7

1,3

5

1,2

0,5

10

1,0

0,3

Совокупность технологических операций, которые начинаются с выгрузки и промежуточного хранения ОЯТ, зависит от вида ядерного топливного цикла (ЯТЦ). Конечной стадией в разомкнутом ЯТЦ является захоронение ОЯТ, которые в данном случае классифицируются как радиоактивные отходы (РАО), в стабильные геологические формации. Захоронение высокоактивных РАО предполагает размещение их в хранилище без по­следующего изъятия при условии полной изоляции от биосферы. Концепция захоронения основана на сочетании природных и искусственных защитных барьеров.

В замкнутом ЯТЦ осуществляется переработка ОЯТ, которая заключается в извлечении урана и плутония. При выгрузке из реактора в 1 от ОЯТ содержится 950—980 кг U-235 и U-238, 5,5—9,6 кг плутония, а также 26 кКи других трансурановых радионуклидов (нептуний, америций, кюрий).

Переработку ОЯТ в качестве официальной концепции выбрали Франция, Великобритания, Франция и Россия.

По концепции, принятой в России, отработавшее ядерное топливо не относится к РАО, кроме ОЯТ РБМК, которое «пока не предлагается перерабатывать».

Ядерная энергетика, базирующаяся на полностью топливном цикле, имеет перспективу широкого развития при вовлечении в топливный цикл реакторов на быстрых нейтронах.

Следует сказать, что за 50 лет исследований в нашей стране на уровне опытно-промышленного обоснования достигнуто подтверждение возможности не только обеспечения безопасности, но и промышленной переработки, обезвреживания и захоронения радиоактивных отходов с учётом требований экологии. Таким образом, замкнутый топливный цикл с расширенным воспроизводством топлива является основой долгосрочного развития ядерной энергетики.

В настоящее время в большинстве стран темпы наработки ОЯТ как по техническим, так и по экономическим причинам превосходят мощности его радиохимической переработки. И поэтому большая часть ОЯТ после выгрузки из реактора и выдержки в пристанционном хранилище направляется на длительное (десятки лет) хранение. Такой подход к организации ЯТЦ называется «отложенным».

Поскольку в результате радиохимической переработки ОЯТ образуется большой объем РАО, ряд стран – США, Канада, Швеция, Испания и др., используют долговременное (до 50 лет) хранение ОЯТ, что дает возможность подготовиться к захоронению, но не исключает в дальнейшем возможности переработки. Эксперты США и Канады считают, что современный уровень химической технологии регенерации ОЯТ не соответствует требованиям экологической безопасности.

Концепция прямого захоронения ОЯТ пока нигде не реализуется.

Проблемы обеспечения безопасного хранения ОЯТ:

поддержание подкритичности в местах его массового хранения

обеспечение теплоотвода и водно-химического или газохимического режима с наружной стороны оболочек твэлов, поскольку оболочки представляют собой основной барьер на пути выхода радиоактивных продуктов в о.с.

В США, Канаде, Швеции, Швейцарии, Финляндии разработана концепция удаления отработавшего ядерного топлива в глубокие геологические формации, в вертикальные буровые скважины (или штреки) в кристаллических породах, соляных пластах. Захоронение планируется на глубинах не менее 500-600 м в шурфах, которые располагаются друг от друга на таком расстоянии, чтобы исключалась возможность ядерной реакции.

В целом способы, относящиеся к этому варианту, могут быть объединены в три группы: хранение в поверхностных сооружениях, захоронение в глубокие геологические формации, захоронение на дно морей и океанов. Каждое из этих направлений в свое время считалось надежным. Однако последнее из них в настоящее время уже запрещено, поскольку ненадежность его стала очевидной.

Демонтаж АЭС

Демонтаж АЭС по окончании ее нормальной эксплуатации (после исчерпания ресурса) является чрезвычайно сложным и экологически опасным процессом.

В предстоящие 10-20 лет предстоит строительство десятков АЭС и одновременно начало снятия с эксплуатации более десяти энергоблоков АЭС. После дезактивации всего оборудования и его разрезания на детали на хранение (захоронение) поступит около 20 000 м3 РАО, что требует затрат примерно 0,5 млрд. долл. В США полные расходы на снятие с эксплуатации и демонтаж реактора PWR (аналог ВВЭР) мощностью 1000 МВт (э) оцениваются в 200 – 264 млн. долл.

Геоэкологи предлагают решение проблемы: минимум дезактивации, минимум разборки оборудования, фиксация барьерами безопасности остатков радиоактивного оборудования, включая корпус реактора и основные трубопроводы, в здании реактора, создание на его месте «техногенного месторождения» металлов. Теплоноситель реактора и дезактивационные воды, если позволяют геологические условия в месте расположения АЭС, можно удалить в глубинные пласты коллекторы.

Планируемые к строительству АЭС должны размещаться с учётом потребностей в энергии, наличия инфраструктуры транспорта, промышленности, кадров и т.п. Неучёт фактора обращения с РАО в период эксплуатации АЭС и после её останова приведёт к потерям примерно в миллиард долларов. При выборе места строительства АЭС нужно учитывать геологические условия для сооружения полигона для изоляции жидких РАО. В России имеется возможность расширения применения технологии глубинной изоляции РАО, а также и других промышленных стоков. В соответствии с картой условий для возможности использования этой технологии на территории РФ, составленной ФГУП Гидроспецгеология, более 60 % территории характеризуется благоприятными условиями. Дополнительные изыскательские работы для уточнения мест «привязки» новых АЭС по этому параметру должны обязательно планироваться при выдаче технических заданий на их проектирование.

Энергетическая безопасность стала приоритетным направлением деятельности нашего государства. Важным ее элементом является опережающее развитие атомной энергетики. При этом впервые в ее истории тесно увязываются одновременное решение трех важнейших составляющих. Первой из них является эволюционное развитие реакторостроения и производства топлива, ориентированных на физическую безопасность, сочетаемые с расширением инновационных исследований и строительством реакторов на быстрых нейтронах.
Атомная энергетика