Калин Материаловедческие проблемы екологии в области ядерной енергетики 2010

9. ПЕРЕРАБОТКА И ЗАХОРОНЕНИЕ ОЯТ

9.1. Переработка РАО и ОЯТ

Во многих развитых западных странах уже возникли затруднения с обращением с РАО и ОЯТ из-за перегруженности хранилищ.

Существующие сегодня технологии переработки ОЯТ невыгодны с экономической точки зрения, пока накоплено большое количество оружейного плутония, и опасны с экологической точки зрения. Поэтому многие ядерные державы пытаются передать на временное хранение или захоронение низко- и высокоактивные отходы в более бедные страны, которые крайне нуждаются в иностранной валюте. Так, низкоактивные отходы обычно передаются из Европы в Африку. Переброска ОЯТ в слаборазвитые страны тем более безответственна, учитывая то обстоятельство, что там нет подходящих условий для хранения, не соблюдаются необходимые меры по обеспечению безопасности при хранении, нет качественного контроля за ядерными отходами.

Что касается России, то до настоящего времени топливный цикл ядерной энергетики России по существу оставался незамкнутым. С 1976 г. на Урале (г. Челябинск-65) действует единственный пока завод по регенерации топлива РТ-1 по переработке ОЯТ реакторов ВВЭР-365, ВВЭР-440, а также судовых и исследовательских реакторных установок. При проектной мощности завода 400 т/год темп поступления ОЯТ составляет 110 т/год из России, 40 т/год из Украины и Армении и 88 т/год от зарубежных АЭС. К настоящему времени переработано около 3000 т ОЯТ. Несмотря на то, что в настоящее время мощность завода РТ-1 ограничена до 250 т/год, она полностью обеспечивает потребности АЭС с реакторами ВВЭР-365 и ВВЭР-440.

ОЯТ из реакторов ВВЭР-1000 планируется в скором времени перерабатывать на заводе РТ-2 мощностью 1500 т/год на территории Горно-химического комбината в г. Железногорск (Красноярск-26). Сейчас ОЯТ из реакторов ВВЭР-1000 вывозится с АЭС в централизованное хранилище комбината емкостью 6000 т, полное заполнение которого при сохраняющихся темпах накопления (около 200 т/год ОЯТ) должно произойти к 2015 году. Предполагается, что РТ-2 бу-

161

дет принимать на хранение и переработку ОЯТ не только из РФ, но и из-за рубежа на средства этих стран. Планируется также осуществлять финансирование проекта самого строительства на эти деньги.

В табл. 42 представлена количественная информация о положении дел в России с образующимися и накопленными ранее отходами радиоактивного производства. До настоящего времени, к сожалению, ни одна АЭС России не имеет полного комплекта установок по переработке твердых РАО путем сокращения их объемов методами сжигания, прессования и измельчения, а также перевода жидких РАО в пригодные для транспортировки и захоронения формы в соответствии с действующими правилами.

Таким же образом обстоят дела с накоплением ОЯТ и в мировой практике. Мощность всех действующих перерабатывающих заводов едва превышает 5200 т/год, а темпы накопления ОЯТ – более 9000 т/год. Возникает вопрос: «Куда девать отходы?» Как считают специалисты, ядерные отходы должны содержаться в местах (странах) их производства в накопителях длительного срока хранения. Они должны быть изолированы от окружающей среды и контролироваться высококвалифицированным персоналом. По сценарию однократного использования ядерного горючего без последующей регенерации все отработавшее топливо, в конце концов, должно быть удалено в глубокие геологические формации.

9.2. Захоронение ОЯТ

В Германии для захоронения ОЯТ используют старые соляные штольни, славящиеся идеально сухим воздухом. В этом случае для ОЯТ главную опасность представляют грунтовые воды. Таким же путем предполагает идти Франция, у которой, по приблизительным подсчетам, количество отходов от работы всех ее реакторов составляет 1200 т/год. В Швеции применяют гроты в скальных породах. Прорубленный в скале тоннель уходит на глубину в полкилометра. Именно туда, в недоступные и сухие подземные пещеры, шведские атомщики складируют бочки с предварительно остеклованными ядерными отходами. В перспективе доступ человеку туда будет закрыт, расставлять опасный груз будут роботы. Понятно, что этот проект – весьма дорогое удовольствие, поэтому его сооружение шведы растянули на 15 лет – за это время легче собрать необходимые средства.

163

В России пока только обсуждают проекты захоронения ОЯТ в пустотах, оставшихся после испытаний ядерного оружия на Новой Земле, в скальных грунтах Карелии, глиняных болотах в СевероЗападном регионе и строительства суперсовременного хранилища в Красноярске-26.

Группа Фергюса Гибба из Шеффилдского университета в Великобритании предложила новый способ захоронения высокоактивного ОЯТ – помещение его в толщу земной коры, на глубине пяти километров. Для этого нужно просверлить в скальном основании пятикилометровую скважину, сбросить туда ядерные отходы и замуровать. Как считают исследователи, высокоактивное ОЯТ без предварительной выдержке в бассейне разогреет могильник настолько, что расплавит непосредственно окружающие его породы. А когда камень затвердеет, он заключит отходы в непроницаемую капсулу. Гранит – идеальный материал для устройства ядерных захоронений, могильников с ядерными отходами, которые, вероятно, просуществуют миллионы лет, и одна из наименее поддающихся эрозии пород на Земле с возрастом около полумиллиарда лет. После того как Гибб сформулировал свою теорию, другие геологи выразили сомнение в том, что гранит может вернуться к исходному сверхпрочному состоянию, если охладится слишком быстро, ведь первоначально эта порода формировалась в течение сотен тысяч лет. Однако лабораторный эксперимент Гибба и его коллеги Филипа Аттрила показал, что расплавленный гранит обретает прежнюю сверхпрочную структуру в течение недели. Для этого он должен находиться под действием высокого давления, как раз такого, которое естественно для пятикилометровой глубины. Метод создания «горячих» захоронений мог бы позволить перепрятать наиболее опасное ОЯТ с поверхности Земли в ее недра. Однако повсеместно внедрить технологию, вероятно, удастся нескоро. Недавно британское правительство отвергло план создания на территории страны «горячего» захоронения.

США свою программу обращения с ядерными отходами оценивают в 240 млрд долл., и уже около 60 млрд они на это истратили. В России в течение 20 лет планируется потратить на эту программу только 7 млрд долл. К настоящему времени в США накопилось уже более 50 тыс. т ОЯТ, которые, в основном, хранятся под водой в

164

расположенных рядом со станциями специальных бассейнах. Строительство единственного пока в мире специализированного промышленного подземного хранилища для локализации ОЯТ на длительный срок (порядка 9000 лет) ведется в США. После практически 20летнего обсуждения и согласования в 2002 г. было принято решение о строительстве в штате Невада хранилища ядерных отходов «Ukka Mountain». Согласно принятому решению жерло потухшего вулкана горы Юкка станет могильником для 77 тыс. т РАО. Контейнеры с отходами предлагается захоронить в 300-метровых шахтах, пройденных прямо в кратере и примерно на 300 метров выше уровня подземных вод. Авторы проекта уверены, что естественная пластичность вулканических пород гарантирует герметичность могильника на указанный столь длительный срок. В настоящее время хранилище планируется сдать в эксплуатацию в 2017 г., что на 19 лет позже ранее объявленного срока. Это связано с возникшими в ходе строительства непредвиденными трудностями. Принятый в США открытый ЯТЦ потребует строительства к концу века еще как минимум 50 хранилищ такого типа. В свою очередь многочисленные противники данного проекта не оставляют надежды на пересмотр уже принятого решения.

К сожалению, в настоящее время нигде в мире пока не была продемонстрирована приемлемость того или иного способа геологического захоронения в промышленных масштабах.

9.3. Методы длительного хранения ОЯТ

Для длительного хранения ОЯТ существуют МЦК (многоцелевые контейнеры) для мокрого и сухого хранения, а также транспортировки. В МЦК используют дополнительный нейтронный поглотитель. Предполагаются также дополнительное охлаждение и повышенные требования в отношении сейсмостойкости. На рис. 35 представлен типовой МЦК вертикального типа.

Схема горизонтального хранилища длительного типа для загрузки самих МЦК изображена на рис. 36.

165

Рис. 35. МЦК вертикального типа:

1 – внешняя крышка; 2 - внутренняя крышка; 3 - набор внешних защитных секций; 4 – стержень крепления дистанцирующих решеток; 5 – нижняя крышка; 6 – кольцо сцепления; 7 – защитный щит на конце;

8 – дистанцирующие решетки; 9 – сборки ОТВС

Рис. 36. Модули для хранения МЦК:

1 – основной модуль; 2 – сейсмический ограничитель; 3 – боковая экранированная бетонная стена; 4 – вентиляционные охлаждающие отверстия; 5 – бетонная крыша; 6 – экранирующая дверь для МЦК

В целом длительное сухое хранение существенно дешевле, чем длительное мокрое, но не везде в мире можно его использовать, что связано с дополнительными территориальными затратами.

166

Материаловедческие проблемы длительного мокрого хранения решаются сейчас следующим образом.

Для одновременного повышения длительной коррозионной стойкости и нейтронной поглощаемости сейчас начинают использовать малоактивируемые коррозионно-стойкие стали с покрытиями из борсодержащих материалов.

ВСША и во Франции широко применялся в качестве покрытии борофлекс, однако он показал себя не очень хорошо из-за сильного растрескивания в области сварных швов. Сейчас предложено использовать борал – металлический композит, состоящий из алю-

миниевой матрицы с вкраплениями B4C. Карбид бора – это исключительно устойчивое и инертное химическое соединение, являющееся к тому же отличным нейтронным поглотителем. Алюминий обладает высокой устойчивостью к коррозии в нейтральной и кислой водной среде с образованием прочной и нейтральной пленки гидратированной окиси алюминия. Методы нанесения таких покрытий различны, обычно используют гальванические, как самые дешевые, однако они, как известно, экологически небезопасны.

ВНИЯУ МИФИ предложен метод плакирования (напайки специальным припоем) на коррозионно-стойкую сталь аморфной ленты, состоящей из Ni(основа)–3,5%Fe–7,0%Cr–3,0%B–4,0%Si.

Однако такой состав, несмотря на все свои достоинства, имеет один

серьезный недостаток большое содержание Ni, а это опасно из-за

экологически вредного конечного изотопа в результате радиоактивного распада никеля: Ni → 57Co, 58Co, 57Ni, 59Ni, 60Ni (n, p) → 60Со.

Поэтому идут исследования по снижению количества Ni в аморфной ленте, приводящего к худшей аморфизуемости.

Для прямого захоронения на больших земных глубинах, в заброшенных штольнях, на больших океанских глубинах можно использовать модифицированные МЦК из особо прочных материалов.

9.4. Изменение состава ПД в процессе длительного хранения

В ОЯТ длительного хранения содержатся трансурановые элементы, радиоактивность которых – главная долговременная биологическая опасность. В первое время после выгрузки и в начальный момент хранения ОТВС состав ПД меняется достаточно быстро

167

вследствие распада короткоживущих нуклидов. Однако в дальнейшем при длительном хранении состав ПД определяется уже более долгоживущими нуклидами, изменяется значительно медленнее и даже может оставаться практически неизменным в течение многих лет и даже десятилетий. Характер изменения активности ПД при хранении в течение длительного времени представлен на рис. 37.

Рис. 37. Изменения активности ПД при длительном хранении

Видно, что первоначально преобладает радиоактивность от ПД (особенно Sr и Cs), но главную долговременную опасность представляет радиоактивность от актиноидов (плутоний, америций и т.д.). Верхняя кривая – суммарная активность всех нуклидов. Многие короткоживущие радиоактивные нуклиды, такие как Zn, Ga, Br, Gd, Pb и As, почти полностью распадаются к концу первого месяца хранения ОЯТ. В последующие месяцы значительно уменьшается

168

количество и, соответственно, активность 90Мо,117Ag, 133Хe, 131I, 147Nd, 115Cd, 140La, 143Pm, 140Ba и 129Te. Медленно, в течение нескольких лет, уменьшается активность 95Zr, 95Nb, 144Се, 144Pm, 106Ru и 106Rh

и на десятилетия сохраняется высокий уровень долгоживущих ПД,

таких как 90Sr, 90Y, 137Cs , 85Kr и 147Pm.

9.5. Опытные данные по длительному хранению ОТВС

Топливо РБМК и многочисленных исследовательских реакторов в настоящее время пока не перерабатывается, а сразу подвергается длительному хранению. Поэтому очень важны немногочисленные пока опытные данные по исследованию состояния ОТВС после длительного хранения.

Например, ТВС типа АМК-248 имеет две оболочки из нержавеющей стали 10Х18Н9Т, между которыми располагалась дисперсионная топливная композиция, представлявшая собой топливную диспергированную в магниевой матрице крупку из сплава ОМ-9 (уран-молибденовый сплав с 9 % Mo). Обогащение урана по 235U составляло 5 %. Твэлы во время облучения охлаждали водой под давлением 10 МПа. Внешняя поверхность наружной оболочки находилась в среде азота. Сборка АМК-248 облучалась в активной зоне реактора АМ с мая 1955 г. по январь 1958-го в течение 309 эф. сут. Среднее выгорание топлива в ТВС составило 17,6 МВт∙сут/кг U, максимальное – 21,6 МВт∙сут/кг U. После облучения ТВС разобрали на отдельные элементы и твэлы, поместили в металлический чехол и хранили в герметичном пенале в воздушной среде. Наружное охлаждение пенала до октября 1989 г. осуществлялось технической водой, затем до октября 1995 г. – воздухом. Общее время выдержки составляло 38 лет. За все время хранения контакта поверхностей оболочек твэлов с водой не зафиксировано. В результате предварительного осмотра твэлов через бинокль 10-кратного приближения установлено, что все четыре твэла ТВС АМК-248 находились в удовлетворительном состоянии. Их разрушения в процессе хранения не произошло. Дефектов в виде язв, трещин, очагов коррозии, вспучивания оболочки на поверхности твэлов не обнаружено. Внешняя поверхность твэлов была покрыта тонким слоем налетом серого цвета, на отдельных участках – налетом черного цвета или цвета

169

ржавчины. По данным рентгеновского микроанализа, налет на поверхности твэлов состоял из компонентов стальной оболочки (Fe, Cr, Ni и Ti). Различный цвет налета определялся соотношением содержания химических элементов.

Таким образом, комплексные исследования (металлография, механические испытания, электронная микроскопия, элементный анализ), проведенные в «горячей камере», показали, что при отсутствии таких активаторов коррозионного процесса, как Cl, F, Br и S, длительное сухое хранение не приводит к значительным повреждениям твэлов, а свойства материалов оболочек не претерпевают существенных изменений.

170