Хранение ОЯТ.

ОЯТ обладает высокими радиоактивностью и температурой (из-за остаточных тепловыделений в результате радиоактивного распада продуктов деления) и представляет, следовательно, опасный материал. Поэтому отработавшие ТВС должны охлаждаться и быть надежно изолированы во избежание утечек радиоактивных веществ в окружающую среду. Отработавшие ТВС выдерживаются на АЭС в специальных бассейнах под слоем воды, которая служит не только защитой от излучения, но и является охлаждающей средой.

После нескольких лет выдержки в бассейне радиоактивность и тепловыделение ОЯТ заметно снижаются, и оно становится транспортабельным. Через год после выдержки тепловыделение снижается в 200 раз, радиоактивность — примерно в 100 раз.

Транспортировка ОЯТ.

Транспортировка ОЯТ необходима для доставки его на завод по переработке или в долговременное хранилище. Транспортировку ОЯТ во всем мире производят тремя видами транспорта (автомобильным, железнодорожным и водным). Независимо от способа транспортировки ОЯТ главным условием этого процесса является безопасность, т.е. недопущение попадания радиоактивных веществ в биосферу, в том числе и в случае аварии на транспорте. Для этого используются специальные герметичные контейнеры, которые выдерживают возможные внешние воздействия при аварийных ситуациях (падение на стальной стержень, плиту, воздействие высокой температуры при внешнем горении и т.д.). Требования к герметичности контейнеров разработаны МАГАТЭ и приняты более чем в 60 странах, а также Международной организацией гражданской авиации, Международной морской организацией и региональными транспортными организациями.

В России ОЯТ с АЭС перевозят железнодорожным транспортом (рис. 1.14), например, на завод РТ-2 ОЯТ поступает в специальных вагонах с горизонтальным расположением в них контейнеров.

Безопасность транспортировки ОЯТ по железным дорогам обеспечивается не только надежными контейнерами, но и дополнительными мерами административного характера: обязательное спецсопровожде- ние, дополнительный контроль, обслуживание в процессе перевозки, «зеленый коридор» и т.д.

Рис. 1.14. Выгрузка контейнера для транспортировки ОЯТ

Транспортировка ОЯТ осуществляется на разные расстояния — внутри одной страны, между странами одного или разных континентов. Франция, например, осуществляет перевозку ОЯТ на радиохимический завод «Cogema» как со своих собственных АЭС, так и из Германии, Швейцарии, Бельгии, Испании, Индонезии, Нидерландов, Кореи, Тайваня, Японии, Мексики. При этом все зарубежные организации, занимающиеся транспортировкой ОЯТ, являются прибыльными коммерческими компаниями.

Радиохимическая переработка ОЯТ. Переработка отработавших ТВС производится с целью извлечения делящихся материалов (в первую очередь урана и плутония) для дальнейшего их использования в качестве топлива ядерных реакторов.

В России с 1977 г. действует завод радиохимической переработки ОЯТ РТ-1 проектной мощностью 400 т тяжелого металла в год, расположенный на территории Производственного объединения «Маяк» (Челябинск-65). Завод создан на базе первого в России радиохимического объекта по производству оружейного плутония, пущенного в эксплуатацию в 1948 г. Наработка оружейного плутония была прекращена в 1987 г. На РХЗ перерабатывается ОЯТ реакторов ВВЭР-440, атомных подводных лодок, ледоколов, исследовательских реакторов и реакторов на быстрых нейтронах. Экономическая выгода переработки части топлива обусловлена своеобразием сложившейся структуры большой и малой, в том числе и военной, ядерной энергетики. Целесообразность переработки отработавшего высокообогащенного топлива очевидна ввиду высокого содержания урана-235. Смешение высокообогащенного регенерированного урана с ураном, полученным из отработавшего топлива ВВЭР-440, имеющего относительно низкое выгорание по урану-235, позволяет получать слабообогащенное топливо для всех реакторов РБМК. Опытная эксплуатация рециклированного топлива ведется на энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. Полученный плутоний направляется на временное хранение.

Для основного количества ОЯТ в России принята концепция промежуточного хранения, что не является отложенным решением, а рассматривается как технологическая стадия, которая существенно снижает радиоактивность продукта и облегчает дальнейшую радиохимическую переработку в целях обеспечения широкомасштабной энергетики будущего.

Росатом приступил к практической реализации этой концепции, начав работы по созданию централизованного хранилища ОЯТ на Горно-химическом комбинате, где в перспективе запланировано размещение радиохимического комплекса РТ-2. Начало строительства завода РТ-2 под Красноярском было положено 29 мая 1976 года. Завод проектной мощностью 1500 т/год предназначался для приема, хранения, временной выдержки и последующей переработки отработавшего ядерного топлива с АЭС. В настоящее время ГХК получает ОЯТ с АЭС России, Украины, Болгарии, на которых эксплуатируются реакторы ВВЭР-1000.

Горно-химический комбинат имеет большой опыт транспортировки и хранения ОЯТ. С 1985 г. действует мокрое хранилище (ХОТ-1), где ОТВС хранятся под слоем воды не менее 2,5 м. Это обеспечивает надежную защиту от всех видов излучения. Проектная емкость хранилища 6000 т (по урану). Выполняются работы по увеличению полезной емкости до 8600 т. В настоящее время рядом с «мокрым» хранилищем строится сухое хранилище в камерном варианте общей емкостью 38000 т ОЯТ, из них 27000 т — для хранения ОТВС реакторов РБМК-1000 и 11000 т — для ОТВС реакторов ВВЭР-1000, проект которого разработал ФГУП «Головной институт ВНИПИЭТ» (г. Санкт- Петербург). Главный корпус сухого хранилища (ХОТ-2) представляет собой монолитное железобетонное здание, в состав которого входят отделение приема и подготовки ОЯТ к хранению и отделение хранения ОЯТ.

Перед установкой ОЯТ на длительное хранение ОТВС помещаются в специальные пеналы, изготовленные из нержавеющей стали. Для улучшения теплосъема пеналы заполняют азотом или аргоном, а затем герметизируют. Подготовленные пеналы со сборками устанавливаются в гнезда из нержавеющей стали, находящиеся в перекрытии монтажного зала хранилища. Через гнезда проходит воздух для охлаждения пеналов с ОТВС.

Сухое хранилище создается на основе недостроенных зданий завода РТ-2. ХОТ-2 будет оснащен современными системами контроля радиационной и ядерной безопасности. Комплекс хранилища ХОТ-2 обеспечит безопасное долговременное хранение ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000 и передачу его в дальнейшем на радиохимическую переработку или подземную изоляцию.

Переработка ОЯТ означает замкнутый ЯТЦ, включая рециклирование урана и плутония. При переработке ОЯТ образуются в незначительном количестве радиоактивные отходы (высокоактивные продукты деления), которые подлежат дальнейшей переработке в устойчивые и компактные формы и окончательному удалению (захоронению).

1ЛЛ. Перспективные ЯТЦ

Все исследовательские программы, направленные на создание более современных топливных циклов с трансмутацией, ориентируются, главным образом, на системы реакторного типа, использующие нейтроны быстрого спектра, хотя продолжаются некоторые работы и в области ускорительных систем.

ЯТЦ на основе быстрых реакторов (рис. 1.15) позволяет минимизировать объемы РАО и оптимизировать потребление природных ресурсов. Трансмутация трансурановых элементов наиболее эффективна в быстрых реакторах. Большинство трансурановых элементов могут делиться под воздействием нейтронов быстрого спектра с выделением энергии. Поэтому в высокоактивные отходы перейдет меньшее их количество.

Рис. 1.15. Топливный цикл на основе быстрых реакторов

В зависимости от цены на уран, а также стоимости рециклирования ядерных материалов и расходов на реализацию back-end, коммерчески привлекательным может оказаться и ториевый топливный цикл. Однако до сих пор данная технология еще не достигла уровня, позволяющего свободный выход на рынок. Лишь Индия в настоящее время ориентируется на данный вариант топливного цикла.

Варианты применения ториевого топлива в замкнутом ЯТЦ на основе легководных или тяжеловодных реакторов, самостоятельно или в сочетании с быстрыми реакторами, выглядят более привлекательно с точки зрения эффективного использования ресурсов. Международный форум «Поколение IV» рассматривает реакторы с теплоносителем из расплава солей и уран-ториевым топливным циклом в качестве возможной долгосрочной альтернативы быстрым реакторам на уран- плутониевом топливе. Однако применение тория с полным рециклированием ²³³U может быть реализовано только в долгосрочной перспективе, поскольку для него по-прежнему необходимо выполнить значительный объем исследовательских работ и технологических разработок, а также технико-экономических обоснований для подтверждения рентабельности [12].

Результаты анализа замыкания ЯТЦ показывают, что системные проблемы действующей ядерной энергетики (непрерывно возрастающее количество ОЯТ и РАО и неэффективное использование природного урана) решаются при формировании ядерной энергетической системы, в состав которой входят реакторы на быстрых нейтронах с улучшенными параметрами воспроизводства топлива в сочетании с реакторами ВВЭР при обеспечении переработки, рециклирования и регенерации топлива. В настоящее время разрабатывается проект ВВЭР-ТОИ, предусматривающий работу в маневренном режиме и возможность использования МОКС-топлива.

Технология быстрых натриевых реакторов рассматривается в России как приоритетная, т. к. в ближайшей и среднесрочной перспективе отсутствует альтернатива внедрению в замкнутый ЯТЦ иной реакторной технологии. Россия имеет значительный научно-технический и проектный задел в данной технологии. АЭС с реактором БН-600 эксплуатируется с 1980 г. В декабре 2015 г. в энергосистему включен энергоблок с реактором БН-800. Разрабатывается проект реактора БН-1200, который может быть использован в ядерной системе четвертого поколения с замыканием ЯТЦ.

Ядерная энергетическая система с ВВЭР и БН в замкнутом ЯТЦ предполагает опытно-промышленный комплекс БН-800 с инфраструктурой для отработки технологий замыкания ЯТЦ (с 2016 г.); промышленный энергокомплекс (ПЭК), включающий энергоблоки с реакторами БН-1200 и инфраструктуру замкнутого ЯТЦ (с 2025 г.); сооружение энергоблоков с ВВЭР в соответствии с инвестиционной программой ГК «Росатом»; переработку ОЯТ ВВЭР для использования плутония в БН (с 2020 г.), эксплуатацию реакторов ВВЭР с МОКС- топливом на основе ОЯТ БН (с 2029 г.).

Ключевыми событиями по замыканию ЯТЦ до 2035 г. являются: ввод в эксплуатацию заводов по производству МОКС-топлива для реактора БН-800, БН-1200 (до 2025 г.), ВВЭР-ТОИ (до 2028 г.); сооружение модуля по переработке ОЯТ реакторов БН-800 и БН-1200 (до 2025 г.); разработка технического проекта головного энергоблока БН-1200 в составе ПЭК с замыканием ЯТЦ (2016); переработка ОЯТ ВВЭР (2025); сооружение пяти блоков БН-1200 (2025—2035 гг.); начало эксплуатации ВВЭР на МОКС—топливе (2030) [13].

Одним из факторов, требующих скорейшего внедрения замкнутого ЯТЦ, является опережающий по отношению к установленной мощности рост расходов концерна Росэнергоатом на оплату услуг по обращению с ОЯТ. В перспективе, после передачи ОЯТ из федеральной собственности в собственность генерирующей компании, оплата услуг за обращение с ОЯТ полностью ляжет на плечи концерна. Вывод из эксплуатации энергоблоков еще более осложнит проблему ОЯТ. В результате себестоимость электроэнергии концерна может оказаться неудовлетворительной для рыночных условий.

Масштабы и время перехода на замкнутый топливный цикл в каждой из стран определяются балансом ядерного топлива и энергетическими потребностями. В странах с развитой атомной энергией и отсутствием потребности в ее быстром развитии (Франция, Япония, Корея, США) переход на коммерческое использование быстрых реакторов планируется ближе к середине столетия. Для стран с развивающейся атомной энергетикой (Россия, Индия, Китай) внедрение замкнутого ЯТЦ с быстрыми реакторами актуально уже сейчас.

7.4. 5. Радиоизотопная продукция

Со времени открытия радиоактивности ученые научились получать радиоизотопы с заранее определенными свойствами, которые используются в различных областях науки и техники (в медицине, биологии, дефектоскопии и т.д.). Возникла новая область медицины — ядерная медицина, в которой радиоизотопы используют как для идентификации начальной стадии заболевания за несколько месяцев до его появления, так и для целенаправленного воздействия на ткани органов в терапевтических целях. Эра современной ядерной медицины исчисляется с 14 июня 1946 года — со дня публикации американским журналом «Science» объявления о том, что радиоактивные изотопы могут поставляться по заявкам потребителей.

В России основы использования энергии атома в области биологии были заложены И. В. Курчатовым на рубеже 40...50 гг. XX века. В тот период начала формироваться новая отечественная отрасль — ядер- ная медицина, включающая два основных направления с использованием радионуклидов: диагностику и лечение.

Более 40 лет назад в Обнинске был создан Институт медицинской радиологии АМН СССР^[1], перед которым стояли научные и практические задачи по изучению особенностей воздействия ионизирующих излучений на организм человека и разработке на их основе новых методов диагностики и лечения.

Современные методы диагностики разделяются на «ин виво» и «ин витро». Первые основаны на введении человеку радиофармацевти- ческих препаратов (РФП), а также на определении в организме естественных радионуклидов. Эти методы позволяют обеспечить неинвазивное исследование структуры и функции практически всех органов и систем человека с высокой точностью и достоверностью при малой лучевой нагрузке на пациента и персонал.

«Ин витро» радиоиммунологические методы используют для определения содержания биологически активных веществ (гормонов, ферментов, опухолевых антигенов, лекарств и т. д.) в образцах сыворотки крови, плазмы, мочи и т. п.

Методы радионуклидной диагностики играют исключительно важную роль во всех областях медицины. Практически все методы визуализации, применяемые в ядерной медицине, являются более информативными, точными и обладают более высокой разрешающей способностью, так как выявляют функциональные изменения органов и тканей на ранней стадии и буквально на клеточном уровне.

Радионуклидная терапия — это второе направление ядерной медицины. Оно основано на применении открытых источников бета- и альфа-излучения. Полная реализация энергии излучателей на расстоянии до нескольких миллиметров позволяет создавать высокие дозы радиации в органе-мишени без повреждения окружающих нормальных тканей.

В промышленности для контроля сварных соединений, основного металла оборудования и трубопроводов широко используют радиационные методы контроля, основанные на способности ионизирующего излучения, в том числе гамма-излучения радионуклидов, неодинаково проникать через различные материалы и поглощаться в них в зависимости от толщины, рода (плотности) материалов и энергии излучения. Для выявления дефектов в изделии с одной стороны устанавливают источник излучения, с другой — детектор, регистрирующий информацию о внутреннем строении контролируемого объекта (рис. 1.16). Излучение от источника, проходя через изделие в дефектном и бездефектном местах, будет поглощаться по-разному и выходить на детектор (например, радиографическую пленку) с разной интенсивностью. В результате дефект (например, пора, трещина) будет виден на радиографическом снимке. В качестве радионуклидов в промышленной дефектоскопии наиболее часто используют тулий ^|7НТш, селен ⁷⁵Se, иридий ¹⁹²1г, цезий¹³⁷ Cs и кобальт ⁶"Со.

Рис. 1.16. Гамма-дефектоскопия (радиография) сварного шва

Получение радионуклидов путем нейтронного облучения мишеней в ядерных реакторах является основным способом их производства. Ядерные реакторы — генераторы огромного количества искусственных радионуклидов, основные из которых — продукты деления и актиноиды. К продуктам деления принято относить не только радионуклиды, полученные непосредственно в результате реакций деления тяжелых ядер, но и те радионуклиды, которые образовались в результате радиоактивных превращений и ядерных реакций на радиоактивных и стабильных продуктах деления.

В ядерных реакторах образуются радионуклиды с массовыми числами от 72 до 166 и около 60 актиноидов — трансурановых и транс- плутонисвых элементов. Краткие сведения об актиноидах на момент окончания трехлетней кампании энергетических реакторов приведены в табл. 1.9.

Таблица 1.9

Концентрация актиноидов в ОЯ Г энергетических реакторов, г/т

Образуются также другие радионуклиды из числа долгоживущих продуктов деления:⁷⁹5е (6,5х 10⁴ лет)';⁹³2г (1,53х 10⁶ лет);"Тс (2,5х10^;> лет); ^l07Pd (6,5х 10⁶лет); ^l26Sn (1 х 10⁵ лет); ^l29I (1,57х 10⁷лет) и^B3Cs (2,3х 10⁶ лет). Тройное деление тяжелых ядер, вероятность которого невелика, сопровождается образованием³ Н и¹⁴ С.

Выгружаемое из ядерных реакторов ОЯТ содержит свыше 300 продуктов деления. Наибольшую ценность представляют: ²³⁷Np, ²⁴²Cm и²⁴¹ Am (материалы мишеней для получения²³⁸Ри),²⁴³Ат (материал мишеней для получения²⁴⁴Ст и других TpaHcypaHOB),²³⁸Pu,⁹⁰Sr,²⁴⁴Cm,^l4,Pm (источники тепла и излучений), ¹³⁷Cs и ^|44Се (источники излучений),⁸⁵Кг (источник света). Концентрация радиоактивных материалов в ОЯТ значительна. В одной тонне ОЯТ (исходное обогащение 2,4 % при выгорании более 25 ГВтсут/т) содержится:²⁴¹ Am — 50 г,²⁴⁴Ст — 31 г,²³⁸Ри — 168 r,²³⁷Np -450 г,⁸⁵Кг— 20 r,⁹⁰Sr- 600 r,^l37Cs- 1000 г,^|47Рт - 100 г.

В каждой тонне ОЯТ содержится около 10 кг плутония, который не имеет оружейного качества. На энергоблоках АЭС в 30 странах мира ежегодно образуется 60—70 т плутония. Энергетическая ценность г плутония эквивалентна 1 т нефти. Вторичное использование плутония может осуществляться в обычных реакторах на тепловых или на бы- ^[2]

стрых нейтронах. В ОЯТ 3 % массы исходного урана составляют продукты деления, т.е. практически сами отходы. Остальное — ядерное топливо: недоиспользованный уран (96%) и наработанный плутоний (1 %). Регенерированное ядерное топливо (уран) может быть повторно использовано.

Производство радионуклидов из ОЯТ начало развиваться в начале 60-х гг. XX в. В настоящее время оно осуществляется в нескольких странах и оценивается как одно из перспективных направлений производства радионуклидов. Масштабы производства таких радионуклидов определяются мощностями действующих заводов по переработке ОЯТ, наличием установок для выделения ценных радионуклидов из отходов переработки ОЯТ, а также спросом на выделяемые радионуклиды.

Применение радиоактивных нуклидов в качестве источников тепла в автономных энергетических установках в диапазоне мощностей от нескольких микроватт до 10 кВт является относительно новой и перспективной областью их использования. Наиболее разработаны и используются радионуклидные термоэлектрические генераторы (РИ- ТЭГ), где применяется термоэлектрический метод преобразования энергии радиоактивного распада в электрическую энергию. Это обусловлено тем, что они просты в изготовлении, надежны в работе и имеют ресурс до 25 лет.

В настоящее время основными областями применения РИТЭГ является энергообеспечение бортовой аппаратуры космических летательных аппаратов, автоматических навигационных, метеорологических наземных и морских станций.

Применение радионуклидов в качестве источников тепла (РИТ) основано на использовании энергии, выделяющейся при распаде радиоактивных изотопов.

Характерно, что 80 % действующих наземных и морских энергосистем работают Ha⁹⁰Sr, примерно 20% — на²³⁸Ри и⁶⁰Со, в космической и военной аппаратуре преобладает использование²³⁸Ри. Значительно реже используется ^|47Рт. В настоящее время источники тепла различной мощности типа РИТ-238, РИТУ-90 и РИТ-90 изготовлены на основе радионуклидов²³⁸Pu _M⁹⁰Sr-⁹⁰Y.

Таким образом, возможность получения радионуклидов для последующего использования является характерной особенностью технологии переработки облученного топлива. В настоящее время радионуклиды находят все более широкое применение в промышленности, научных исследованиях, медицине и малой энергетике.

Привлекает внимание возможность извлечения из выдержанного длительное время ОЯТ энергетических реакторов нуклидов платиновой группы, так как расчеты показывают, что общее количество металлов Ru, Rh и Pd в ОЯТ может быть соизмеримо с природными ресурсами этих элементов.

• [1] В настоящее время — Медицинский радиологический научный центр РАМН(МРНЦ РАМН).
• [2] В скобках указано значение периода полураспада радионуклиода.