Технологии
ЗЯТЦ и обращение с РАО

Мы продолжаем публикацию серии лекций, прочитанных в рамках молодежной школы «Быстрые реакторы». Заместитель директора Центра по обращению с ОЯТ, РАО и ВЭ ЯРОО ОАО «ВНИИНМ» Андрей ШАДРИН рассказывает о технологиях замкнутого ядерного топливного цикла и обращении с радиоактивными отходами.

Объективная реальность для России сегодня – отсутствие возможности замкнуть топливный цикл. Не только научно-технический блок с БУИ, но и блоки ЯРБ прекрасно понимают, что в экономике данного процесса есть большая неопределенность: окончательное захоронение топлива либо переработка и захоронение отходов. Стоимость захоронения одной тонны топлива (с учетом того, что его выдержали в мокром или сухом хранилище 50 – 100 лет до тех пор, пока оно не остыло, и убрали под землю) будет составлять порядка $ 1 – 1,4 тыс. / кг тяжелого металла.

В варианте с переработкой, когда помимо хранения и выдержки присутствуют процессы переработки – выделение плутония и нептуния, отдельное захоронение отвержденных высокоактивных отходов, итоговая стоимость составит $ 1,2 – 1,6 тыс. / кг тяжелого металла, или приблизительно на $ 200 с килограмма дороже. Но ни подземное захоронение ВАО, то есть самих отходов, ни подземное захоронение топлива пока не было реализовано на практике. То есть сколько это будет стоить на самом деле – не знает никто. Реальность может не совпасть с оценками.

Некоторые страны, например Швеция, выбрали для себя совершенно четкий путь – работа в открытом топливном цикле, захоронение и полный отказ от переработки топлива. Другие, например Франция, выбрали последовательное движение в сторону переработки и вовлечения плутония в замкнутый топливный цикл. Но большинство придерживается выжидательной позиции. При этом топливный цикл частично замкнут по плутонию во Франции, Японии и Великобритании, где его извлекают и отправляют в составе MOX-топлива в тепловые реакторы. Частично топливный цикл замкнут и в России – по урану-235. Извлеченный уран-235 из ВВЭР-440 используется для производства топлива для РБМК, но ни то, ни другое решение не являются «полным» замыканием топливного цикла. Это лишь промежуточные варианты.

Количество накопленного ОЯТ в России достаточно велико: более 20 тыс. тонн тяжелого металла (т. м). Кроме того, на ПО «Маяк» складируется более 40 тонн плутония, выделенного из переработанного ОЯТ. Стоимость хранения энергетического плутония точно не известна. Известны цифры по оружейному плутонию для США и России: хранение 1 кг обходится в около $ 1 тыс. в год! Возможно, в случае с оружейным плутонием меры безопасности немного другие, и по ядерным характеристикам из-за большего содержания четных изотопов стоимость хранения энергетического плутония окажется немного меньше, но цифра все равно впечатляет. Это огромная сумма. Предположим, что она сильно преувеличена и отличается от реалий, потому что весь мир старается не экономить на программах по нераспространению ядерного оружия. Но даже если по энергетическому плутонию расходы окажутся ниже на порядок, у нас все равно очень заметная сумма уходит на хранение выделенного плутония. Получается, что существует два пути: либо перерабатывать и вовлекать плутоний в топливный цикл, либо производить захоронение ОЯТ, окончательно и бесповоротно, и переработкой не заниматься.

К этому достаточно очевидному выводу пришли уже очень многие страны. В России есть еще один момент, который подталкивает к быстрому принятию решения, – это закон, по которому ОЯТ делится на две части: то, что накоплено до августа 2008 года, – это ответственность государства, а вновь образуемое, накопленное позже этой даты, – это уже ответственность производителя, то есть концерна «Росэнергоатом». Это деньги, которые «Росэнергоатом» должен платить за окончательное обращение с ОЯТ национальному оператору. Закон об ОЯТ находится в стадии разработки: национальный оператор не определен и тарифы не установлены, но уже примерно понятно, во что это будет обходиться, и для «Росэнергоатома» это представляет серьезную проблему.

Переход к замкнутому ядерному топливному циклу (ЗЯТЦ) с быстрыми реакторами позволяет решить основные задачи атомной энергетики:

• переход на использование урана-238 и плутония-239 с необходимым коэффициентом воспроизводства без накопления ОЯТ;
• прекращение накопления и возможное использование ОЯТ легководных реакторов;
• снижение токсичности РАО за счет трансмутации младших актинидов.

Также возможна утилизация уже накопленного ОЯТ в тех же самых быстрых реакторах как стартовая загрузка, и еще можно снизить токсичность РАО, если вовлечь америций и решить проблему кюрия.

Для кюрия само собой напрашивается отложенное решение, то есть отделение америция от кюрия, направление америция на сжигание в быстром реакторе и хранение кюрия примерно 70 – 80 лет для того, чтобы короткоживущий изотоп распался с образованием того самого плутония-241, который прекрасно сгорит в реакторе, и выделение этого плутония для дожигания. Оставшиеся изотопы все равно, скорее всего, придется захоронить или трансмутировать, их значительно меньше, но необходимо слишком долго ждать, прежде чем с ними что-то можно будет сделать. Таким образом, решение для снижения токсичности РАО существует.

 

Принципы и этапы создания ПЯТЦ.

 

Основные требования к технологиям переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах:

• императивные:
   • безопасность;
   • экологическая приемлемость;
   • экономическая эффективность.

• технические:
   • возможность переработки ОЯТ с низким временем выдержки и высоким выгоранием;
   • устойчивость к нераспространению;
   • потери Pu ≤ 0,1 %;
   • конечные продукты пригодны для фабрикации топлива;
   • низкие объемы ВАО;
   • фракционирование.

Основные требования к технологиям переработки ОЯТ сформулировать достаточно легко. Прежде всего, императив. Мы хотим, чтобы это было безопасно, не влияло на экологическую обстановку и было экономически эффективно. Есть и требования технические, которые тоже достаточно простые и понятные: переработка ОЯТ с низким временем выдержки и высоким выгоранием.

Тепловыделение и активность 1 т ОЯТ.На сегодняшний день в мире существуют промышленно только гидрометаллургические технологии, которые предполагают переработку выгоревшего до 53 ГВт · сут. / тонну ОЯТ. У такого порога две причины: первая – химическая, вторая – экономическая. Концентрация накопленных продуктов деления становится уже достаточно высокой. Поэтому при переработке либо получаются очень разбавленные растворы по урану, и тогда образуется огромный поток отходов и огромная производительность всех аппаратов, либо начинают выпадать осадки. Эта граница проходит примерно на уровне 53 – 57 ГВт · сут. / тонну. А с точки зрения экономики, дообогащать уран из ОЯТ с выгоранием более 53 ГВт · сут. / тонну ОЯТ уже дорого. Промышленные технологии эту черту не переходят. Для высоковыгоревшего ОЯТ нужны отдельные новые технологии.

Низкое время выдержки – это элементарно. Конечно, если мы говорим об одном аппарате, это не принципиально. Можно очень легко посчитать, взяв за основу любой быстрый реактор, например, БН-1200. Итак, два года выдержки внутри реактора, ежегодная выгрузка – порядка 12 тонн топлива. При содержании плутония в одной тонне ОЯТ более 10% мы имеем полторы тонны – для простоты расчетов – плутония в год выгрузки с одного аппарата. И если мы перерабатываем его и возвращаем в цикл в течение одного года, то запас на один реактор – две загрузки – порядка двух тонн плутония. Десять реакторов – 20 тонн, это примерно при 100 ГВт. При 50 ГВт мы получим 10 тонн плутония в обороте. И это – при годичном внешнем топливном цикле! Цифра сама по себе уже впечатляет, вдумайтесь – это немало. Если же мы предположим, что работаем с существующими гидрометаллургическими технологиями, где нужно выдержать топливо три года после реактора и плюс год на переработку, и получаем уже 40 тонн, становится ясно, что короткий цикл реально нужен, если мы хотим обеспечить ядерной энергетике в комплексе ту самую экономическую эффективность. Вдумайтесь сами, насколько мы омертвляем достаточно ценный продукт. Поэтому это, можно сказать, железное требование.

Основной смысл требования по низким объемам ВАО требует разъяснения. Во-первых, само по себе количество ВАО зависит исключительно от выгорания, то есть насколько выжгли топливо – такой объем радионуклидов и получили. Вовлекли или не вовлекли америций – это единственное, что серьезно влияет на отходы ВАО. В остальном – никаких чудес нет. По какой технологии ни перерабатывай, все равно объем ВАО будет ограничен тепловыделением при отверждении на этот момент. Поэтому под низкими объемами как раз и имеется в виду, что за счет выделения и трансмутации долгоживущих альфа-активных нуклидов, америция и кюрия, повышается возможность снизить объем отходов, так как помимо тепловыделения есть и еще один ограничивающий фактор – радиационная нагрузка на матрицу хранения ВАО, которая сильно зависит от содержания долгоживущих альфа-нуклидов. Потому что они будут облучать изнутри материал в течение всего срока хранения, а матрица должна дожить до 50 лет в той самой форме, в которой отвердили. Потом, конечно, с точки зрения геологии, это неважно, заложили под землю оксиды или залили раствор, потому что реальной защитой является не матрица, а геологический барьер. Но пока выдерживаем до окончательного захоронения, матрица или инженерные барьеры должны гарантировать безопасное сохранение и транспортировку.

Интересно отметить, что основные требования к технологии переработки ОЯТ, которые записаны в техзадании проекта «Прорыв», во многом совпадают с международными. Вот, например, индийский вариант. Есть, конечно, отдельные различия, но по большому счету, требования совпадают практически до буквы. Ответ на вопрос «можно ли прямо сейчас перерабатывать MOX-топливо?» – есть. «Да, можно!» Переработать нитрид или металл будет сложнее, но, в принципе, тоже возможно. На ПО «Маяк» сегодня существует специальная технология переработки MOX-топлива. И в 2012 году ПО «Маяк» промышленно переработало четыре ТВС–MOX БН-600 – это был первый опыт. Подобных ТВС–МOX в России всего 30 штук, и они отложены и задержаны для того, чтобы в 2014 и 2015 годах провести НИОКР. Не просто переработать с целью вернуть плутоний и сложить на склад, но и изучить новые подходы к переработке топлива. То есть переработать ОЯТ БР можно, технических проблем нет, но есть вопросы по экономической эффективности.

В ближайшее время должен появиться второй радиохимический объект – фактически промежуточный завод мощностью порядка 200 – 250 тонн топлива ВВЭР в год, который задуман как прототип третьего поколения в рамках комплекса РТ-2, но французские специалисты оценивают его скорее как четвертое поколение. Особенностью проекта является отсутствие на выходе жидких радиоактивных отходов. То есть, конечно, вода есть, отходы образуются, но технология построена так, что водооборот замкнут и на выходе жидких радиоактивных отходов нет в принципе. В теории сделать это было непросто, посмотрим, насколько это будет реализовано на практике. Но проведем элементарный расчет: 250 тонн топлива при 1%-ном содержании, то есть 2,5 тонны плутония в год проходит через этот объект. При переработке топлива от одного БН-1200 мы должны получить 1,2 – 1,5 тонны плутония. То есть при постоянной переработке ОЯТ от одного БН-1200 мы будем использовать половину мощности завода. Получается, что необходимо переделывать проект, ведь, замыкая его только на БН, мы фактически используем больше половины производительности завода по окончательной цепочке. Да, существуют варианты совместить: подстроить, достроить, расширить, но, как бы там ни было, сейчас это не предусмотрено, и для реализации потребуются затраты.

В рамках проекта «Прорыв» возникли три отдельных направления (подпроекта): разработка пирохимических технологий для пристанционного модуля; разработка гидрометаллургических технологий для комбинированной технологии пристанционного модуля и резервного гидрометаллургического централизованного завода и разработка технологий обращения с ВАО.

Главное в решении вопроса выбора технологии переработки – это разработать и проверить оборудование. С технологиями более-менее понятно, но большого опыта переработки MOX-топлива быстрых реакторов, за исключением четырех сборок на «Маяке», в России нет, опыт работы с нитридом отсутствует, а так как именно он принят за основу, то это накладывает определенные ограничения. Поэтому для работы с оборудованием в НИИАР создается полифункциональный радиохимический комплекс (ПРК), который будет запущен в 2017 году. И есть все шансы, что оборудование, которое потом уйдет на опытно-демонстрационный энергокомплекс с РУ БРЕСТ-300, может быть обкатано и проверено в ПРК.

Характеристики производства.Характеристики производства демонстрационного объекта: выдержка – год, топливо – нитрид и оксид, разделение урана и плутония технологией не предусмотрено. Требования к очистке возвращаемых в цикл урана, плутония и нептуния установлены «двойные», коэффициент очистки –103 и 106, в зависимости от того, какая технология рефабрикации топлива будет реализована. Здесь существует определенное производственно-экономическое противоречие. Известно, что в фармацевтической промышленности или в промышленности чистых материалов, если принять затраты, которые необходимы для получения вещества с чистотой 99,9, то каждая следующая девятка удваивает стоимость получения продукта. Поэтому для любого переработчика совершенно понятно: выдать полуочищенный продукт проще, чем довести его до требуемых чистых кондиций, но зато потом сложнее рефабрикация топлива. Осталась развилка и по малым актинидам, предусмотрено два варианта – гомогенное либо гетерогенное дожигание. Мощность составит пять тонн – это годовая выгрузка БРЕСТ-300 плюс отходы от производств по фабрикации и рефабрикации топлива.

Реализация проекта предполагает, что существующая на сегодняшний день аппаратурно-технологическая схема за 2013 год должна быть дополнена обращением с РАО, до конца 2014 года должны быть получены эскизные проекты оборудования, в 2015 году – техпроекты, в 2016 году – проект модуля переработки. Далее строим, в 2020 году сдаем госкомиссии, а в 2022 году принимаем первую выгрузку из реактора БРЕСТ-300.

Централизованный завод или пристанционный цикл? Рассмотрим основные требования к ЗЯТЦ:

• технологическое усиление режима нераспространения;
• исключение из топливного цикла ядерной энергетики:
• разделения изотопов урана (обогащение);
• бланкета для наработки чистого Pu;
• выделения плутония и / или урана-233, урана-235 из облученного топлива;
• долговременных хранилищ облученного топлива;
• хранилищ выделенного плутония;
• основных потоков транспорта ядерных материалов.

Особое внимание стоит уделить четырем главным требованиям к ЗЯТЦ: выделение плутония и урана-235 из облученного топлива, наличие долговременного хранилища облученного топлива (как такового его не существует), наличие хранилища выделенного плутония (не существует) и наличие потока транспортных материалов (не существует). Это должно быть в случае существования централизованного завода. И это заставляет нас прийти к короткому времени выдержки и к пристанционному циклу. Вопрос совершенно открытый: нужен пристанционный цикл или централизованный завод? Сейчас окончательного ответа нет, так как нет экономического обоснования. Можно перевести выгруженное топливо из реактора БРЕСТ и БН сразу же после небольшой выдержки на централизованный завод. Вот только по причине тепловыделения в нормальный контейнер встает лишь около восьми сборок от ВВЭР, уже выдержанных три года в хранилище на станции, а в случае с быстрыми реакторами – встанет одна. И можно представить, сколько раз придется перегонять вагоны и как это скажется на финансовой составляющей процесса.

Еще одно требование к ЗЯТЦ – радиационно-эквивалентное обращение ЯМ в топливном цикле. Условия достижения естественной безопасности ЯТЦ таковы:
• переработка ОЯТ тепловых реакторов для передачи плутония, минорных актинидов и долгоживущих продуктов деления в топливный цикл быстрых реакторов;
• работающие в замкнутом топливном цикле быстрые реакторы, сжигающие основную массу актинидов (U, Pu, Am, Np, Cm) и трансмутирующие долгоживущие продукты деления (Tc, I);
• промежуточное хранение высокоактивных отходов перед окончательным захоронением в течение примерно 150 – 300 лет для снижения их биологической опасности примерно в 100 раз;
• совместное извлечение из недр с природным ураном сопутствующих радия и тория для последующей трансмутации в топливе быстрых реакторов.

Еще в начале 2011 года с целью выбора технологии был рассмотрен целый набор технологий переработки ОЯТ. Сухие: пирохимическая, газофторидная, плазменная; водные: PUREX-процесс, кристаллизационная, флюидная; а также комбинированные: газофторидная плюс PUREX-процесс, пирохимическая плюс кристаллизационная, пирохимическая плюс газофторидная. На сегодняшний день существует пирохимия, которая потенциально может работать с низковыдержанным топливом, но не может пока получить гарантированно требуемый высокий коэффициент очистки, где извлечение составляет 99,9% всех делящихся материалов (в том числе и плутония), и гидрометаллургия, которая может гарантированно получить требуемые степени очистки, глубину извлечения делящихся материалов, но не может принять на переработку годичное топливо. Соответственно, напрашивается идеальный вариант – необходимо доработать пирохимическую технологию.

Ключевые события.

Принципиальная теоретическая схема процесса чистой пирохимии заключается в следующем: снятие (разрез, фрагментирование) оболочки, растворение ее в цинке, проведение электрорафинирования. В результате происходит выделение урана, плутония, нептуния и небольшого количества америция в жидкий кадмиевый катод с постоянным составом, после чего необходима чистка электролита – удаление оттуда делящихся материалов, которые отправляются обратно на электрорафинирование, что, в принципе, возможно, но не просто. Затем осуществляется выделение америция и кюрия, их разделение, доочистка электролита и возврат его в цикл. Далее происходит отвердение того количества электролитов, которое выводится вместе с цезием и стронцием, и отправка продукта на фабрикацию топлива и тепловыделяющих сборок. Это идеальный вариант, который трудно реализовать к 2020 году.

Особенности технологий.Более реальная схема – комбинированная технология, пиро- плюс гидро-, которая сегодня заложена под переработку нитрида. Начальный этап не меняется – это электрорафинирование, но выделенный здесь катодный продукт отправляется на гидрометаллургический аффинаж. После аффинажа в рафинате остается америций и продукты деления, которые присутствуют изначально в катодном остатке. При очистке электролита получают делящийся материал, остатки урана и плутония. Этот делящийся материал возвращают сюда на гидрометаллургический аффинаж. Америций, кюрий и редкоземельные элементы после того, как очистили электролиты, опять же возвращают на гидрометаллургию, где и разделяют америций и кюрий. Затем проводят доочистку электролита, возвращают часть его в голову процесса, а часть отправляют на отверждение. А выделенные уран, плутоний, нептуний и америций отправляют на фабрикацию топлива. Соответственно, это достаточно чистые переделы, где легко получить коэффициенты очистки даже 107. Вот то, что мы хотим создать. А что мы знаем и умеем, и на каком, собственно говоря, технологическом уровне на сегодня находимся?

Основные технологические развилки:
• снятие оболочки;
• глубина очистки делящихся материалов на пирохимическом переделе;
• технология выделения и разделения Am и Cm;
• технология очистки электролита;
• технология получения U-Pu и Np;
• технология отверждения РАО.

На сегодняшний день мы активно прорабатываем лабораторный процесс снятия оболочки растворением в цинке. Было проведено три эксперимента на реальном топливе: два – в 1970-х годах, один – в 2010 году. Получены результаты: в первый раз – один положительный опыт, когда делящиеся материалы не были захвачены вместе с конструкционными, и один отрицательный, где захват составил больше одного процента. В 2010 году эксперимент подтвердил возможность снятия оболочки без захвата ядерных материалов.

В 2013 году планируется проверка прототипа промышленного аппарата, с помощью которого будут решаться вопросы по глубине очистки. В результате должны прийти к единому мнению относительно технологии: если будет получен чистый уран-плутониево-нептуниевый продукт, то появляется возможность использования чистой пирохимии, либо необходимо дальше прорабатывать гидрометаллургический передел.

Следующий вопрос, можно ли разделять америций и кюрий пироэлектрохимически. Лабораторные эксперименты есть, правда, в основном, на РЗЭ, немного на америции и практически ничего с кюрием. И пока ответа нет.

Как чистить электролит? Поскольку никто промышленно этого не делал, есть масса вариантов, и каждый из этих вариантов требует отдельного рассмотрения.

А как получать смесь актинидов для фабрикации топлива? Ведь у реактора достаточно жесткие требования, и содержание урана, плутония и нептуния должно быть постоянным, и изотопный состав постоянным. А ОТВС от ОТВС отличается по выгоранию, а значит, и по составу. И это необходимо усреднить перед возвратом, но как, где, на какой операции, при этом не прибегая к выделению плутония, нептуния отдельно и не используя подпитку свежим плутонием и нептунием. Вопрос серьезный – ответа пока нет.

Равно как на сегодня нет ответа, как отверждать РАО, образовавшиеся в результате применения пироэлектрохимической технологии. Есть российские технические решения для гидрометаллургии, которые нас не устраивают по эффективности, есть красивые французские решения, отверждение в «холодном» тигле, про которые они не рассказывают в деталях. Соответственно, имеются подозрения, что и там все непросто, потому что в 2001-м под колокольный звон и барабанный бой эта технология была запущена в промышленном масштабе, но до сих пор нигде не сообщили о результатах, хотя с тех пор прошло уже достаточно много международных конференций высокого уровня, две из которых во Франции. Скорее всего, коллеги столкнулись с какими-то проблемами, о которых пока не хотят говорить.

Россия сегодня остается в рамках комбинированной схемы, которая удовлетворяет всем техническим требованиям. С ее помощью мы сможем перерабатывать топливо с высоким выгоранием и с низким временем выдержки и обеспечить безопасность и экологическую привлекательность. Осталось достичь экономической эффективности.

В данный момент в отработке режимов и оборудования готовятся камеры для установки прототипов аппаратов. Что значит – «готовятся камеры», и почему есть такая серьезная проблема? Никогда ранее НИИАР не проводил серьезных исследований по нитридам, а работал с MOX-топливом, при котором не требуется поддержание инертной атмосферы. При работе с нитридным топливом инертную атмосферу нужно поддерживать не только в аппарате, но и в самой камере. Такой камеры у НИИАР нет, как нет и горячей камеры с инертной атмосферой. Поэтому сейчас создаются достаточно сложные прототипы оборудования, решающие всю проблему – как перегрузить из одного контейнера в другой, как выгрузить, чтобы не попало в атмосферу камеры и камеры с инертной атмосферой.

Отметим, что технологическая схема даже пирохимической части предполагает подробнейшее разветвление каждого процесса и за каждым из них предполагается новый аппарат. Потому что, например, на газоочистке не достигается за одну ступень требуемый коэффициент очистки 105 – 107, это просто невозможно, одна ступень способна очистить примерно с коэффициентом 1000. И если мы хотим иметь очистку глубже, необходимо ставить еще одну ступень, и лучше основанную на другом физико-химическом принципе.

По гидрометаллургии в данный момент мы тоже находимся на стадии разработки эскизных проектов и технических проектов лабораторных установок. Здесь лабораторные эксперименты нужны в меньшей степени, чем по пирохимии, только для уточнения параметров. Поскольку нитридное топливо гидрометаллургией всерьез не перерабатывали, то эксперименты с реальным топливом нужны хотя бы для исключения неожиданностей.

Если говорить о РАО, то в данный момент существуют только принципиальные схемы обращения с отходами и ВАО. При этом рассматривается вариант керамических матриц, где продвинулись достаточно далеко, и матриц двухцелевых. Пока производство топлива не готово принять америций и кюрий, и что с ними делать – непонятно. У переработчиков есть все основания полагать, что какое-то время придется америций и кюрий хранить, прежде чем появится возможность отправить их в реактор в том или ином виде. Поэтому возникла постановка двухцелевой задачи – получить такую матрицу, чтобы в ней можно было безопасно в течение длительного времени (не геологических времен, не сотни лет) хранить америций и кюрий, а потом, в зависимости от принятого решения, аккуратно извлечь. Теоретически можно взять и сварить в стекло, но потом извлечь будет очень непросто и очень дорого. Можно хранить в растворах или в оксидах. Но в оксидах – получим высокие тепловыделение и нейтронный поток, а в растворах – необходимость длительного контроля, чтобы, не дай Бог, не произошло ненужной реакции. Плюс радиолитический водород, с которым надо бороться. Поэтому нужна матрица, при которой извлечение будет осуществляться легко. Но прежде всего, нужно найти такую матрицу и экономически приемлемую технологию ее получения. Основной разработчик технологий обращения с РАО – ВНИИХТ – на сегодняшний день имеет неплохой, но не полный набор требуемого оборудования, потому что одной из дополнительных задач было получение такой лаборатории, распределенной между ВНИИХТ, ВНИИНМ и Радиевым институтом, установки которой не дублировали бы друг друга, а позволяли бы комплексно обеспечивать все исследования на моделях.

ПЯТЦ или централизованный завод?Для успешного завершения этого проекта в российской атомной отрасли на данный момент есть: промышленные и опытные производства по переработке ОЯТ, основанные на гидрометаллургии (PUREX-процессы) и НИОКР в области пироэлектрохимии. Также рассматривается возможность строительства полифункционального радиохимического исследовательского комплекса (ПРК). В связи с отсутствием экономического обоснования эффективности сейчас трудно сказать, будет ли построен централизованный завод – ПРК – или пристанционный цикл (ПЯТЦ). Но есть понимание, что для решения поставленной задачи и минимизации рисков необходимо строить опытно-демонстрационный комплекс, получать на нем данные, необходимые для того, чтобы определиться, какой же из вариантов выгоднее.

Мощность одной пирохимической цепочки – четыре – шесть реакторов с мощностью в один гигаватт с учетом ядерно-радиационной безопасности. Для гидрометаллургической цепочки это три-четыре аппарата. Единичный модуль завода – пристанционного или централизованного – будет всегда рассчитан достаточно близко по мощности. Если возникнет необходимость построить завод на 100 реакторов, придется ставить во главе двадцать примерно одинаковых аппаратов. Модульно они будут размещены или в одном здании – это вопрос второй, но аппараты будут те же самые, потому что требования ядерно-радиационной безопасности – это императив. Сейчас в проекте «Прорыв» фактически идет разработка этого модуля. И нет необходимости принимать решение, пристанционный он или централизованный, прямо сейчас. Но поскольку реактор пока один, то, естественно, на данный момент завод будет пристанционный.

Вообще, физики проблему с неопределенностью Гейзенберга решили, и в 2012 году экспериментально доказали и померили, что можно и определить положение энергии в конкретной точке времени, и не вмешаться в существование системы. По большому счету, у атомной энергетики на сегодня очень похожая задача – доказать, что можно совместить безопасность, экологическую привлекательность и экономическую эффективность. Первым шагом к этому доказательству и должен стать тот самый комплекс.

Теперь об особенностях обращения с РАО при ПЯТЦ. Существуют РАО разных классов с разными затратами. То есть можно построить технологию так, что вообще не будет среднеактивных отходов по нашей классификации. Примеры: завод «Роккашо Мура» и лучший в мире на сегодняшний день французский завод UP3, где нет среднеактивных отходов как класса, есть высокоактивные и низкоактивные. Низкоактивные сливаются в океан, их хранить не надо, высокоактивные – хранятся в надежде на то, что их когда-то уберут на окончательное захоронение под землю. В ближайшее время появится опытно-демонстрационный центр на ГХК, на котором нет низкоактивных отходов, но есть среднеактивные – это тритий, который будет убираться в цементную матрицу, капсулированный после сорбции воды на силикагеле.

Но где же тот самый оптимум? Когда и сколько хранить на площадке, когда передавать национальному оператору? Ответы на эти вопросы должны быть найдены в рамках проекта «Прорыв». Потому что хранить отходы все равно придется – они будут горячие, их не сможет принять нац. оператор. Как их отверждать: сразу, как только выделили, с годичной выдержкой горячими, или через семь-восемь лет? Если сразу – большой объем надо захоронить, если после выдержки – неотвержденные РАО надо хранить. Вопрос абсолютно открытый, ответа на него нет, и он находится сейчас в стадии разработки технико-экономических оценок.

Обращение с РАО при ПЯТЦ должно быть безопасным. Это императив. Но как добиться естественной безопасности? Хранилище ВАО необходимо охлаждать, это тоже определенная проблема. И если безопасность естественная – значит, охлаждение должно быть естественное. Значит, если мы не можем гарантировать, что матрица не будет при высоких температурах взаимодействовать с водой, значит, она хранилище с газовой средой и с естественной циркуляцией, а значит, контейнер – это тонкий стержень с большими ребрами. И объем хранилища начинает расти. Опять возникает тот же вопрос: где проходит та граница экономической целесообразности, за которую уходить нельзя?

Главное, чтобы общество было согласно с нашими оценками, потому что мы продаем электричество населению, и если оно отрицательно относится к атомной энергетике и не будет покупать у нас электричество, то не надо делать никаких реакторов и никаких топливных циклов. Есть наглядный пример: обратите внимание, сколько стоит система безопасности современного автомобиля. Это уже порядка 30% от его стоимости. И все согласны заплатить эту цену, потому что безопасность превыше всего. Соответственно, вопрос обращения с отходами упирается не только в технические и экономические оценки, но еще и в то, воспримет это потребитель или нет.

Все специалисты согласны с идеей радиоэкологической эквивалентности, но только у всех очень разный подход к тому, что это такое и как это оценивать. Расчет должен производиться не только исходя из активности, но и с учетом поведения в геологической среде. И нет необходимости в выделении малых актинидов и их трансмутации. Значит, получается, что и в данной концепции также не поставлена точка. Если дожигать, то как? Или вообще не дожигать?

Приведу простой пример по объемам стекла в зависимости от того, перерабатывается америций или нет, с точки зрения захоронения отходов. Объем радиоактивных отходов, содержащих минорные актиниды, при рециклировании ОЯТ БН-1200 пренебрежимо мал по сравнению с РАО от переработки ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах. Это расчеты для стекла. Но аналогичные расчеты можно выполнить для керамики: общий объем снизится примерно в три раза, но пропорции все сохранятся практически те же. Это потому, что за 50 лет хранения, если мы не выделяем америций и кюрий, мы имеем сильные радиационные повреждения в стекле и в керамике. Поэтому, если есть сильно активные долгоживущие альфа-нуклиды, имеет смысл их выделять в любом случае. Тогда можно рассматривать то решение, которое было предложено Сергеем Юдинцевым из ИГЕМ РАН: цезий-стронций захоронить отдельно, а америций и кюрий – отдельно.

В любом случае, выделения америция и кюрия не избежать. Существует большое количество технологических схем выделения и разделения америция и кюрия, большинство из которых были хотя бы раз проверены на реальном растворе в лабораторном масштабе. Но путь от лабораторной наработки до реального внедрения непростой, мы его еще не прошли, а очень многие технологии застревают на середине этого пути.

ПРК изначально был задуман и создается для отработки всех технологий применительно к ПЯТЦ, то есть для решения не только чисто химических и технологических задач, но и для решения задач проектирования. Это набор универсальных модулей, в которых размещено оборудование. У самого модуля биологической защиты нет, он полностью съемный, заменяемый и удаляемый. Минусов, естественно, может быть много, например, достаточно большой объем первой зоны. Есть и плюсы. Первое: каждый такой модуль и все оборудование в нем могут быть собраны и установлены в промышленных условиях – не на стройплощадке, а непосредственно на машиностроительном заводе. Второе: замена оборудования возможна без дезактивации.

Таким образом, в процесс исследований и внедрения проекта по замыканию топливного цикла удалось вовлечь большое количество специалистов – практически всех, кто может работать на сегодняшний день в этой области, и у нас нет другого выбора, как закончить его с положительным результатом.

 

31.05.2014

Комментарии 0

Войдите или  зарегистрируйтесь, чтобы отправлять комментарии

Справка

Молодежная школа «Быстрые реакторы»

Школа была организована блоком по управлению инновациями госкорпорации «Росатом» при содействии Государственного научного центра РФ – Физико-энергетического института имени А. И. Лейпунского (ГНЦ РФ ФЭИ). Мероприятие прошло в Обнинске в июне 2013 года и продлилось шесть дней. Слушателями школы стали студенты, аспиранты и молодые специалисты из отраслевых организаций Москвы, Обнинска, Санкт-Петербурга, Нижнего Новгорода, Новосибирска и Димитровграда. В течение шести дней участники школы прослушали курс лекций по всем ключевым вопросам проектирования и эксплуатации исследовательских и энергетических реакторов на быстрых нейтронах. Помимо этого, занятия были посвящены истории развития реакторов на быстрых нейтронах в России и мире, вопросам международного сотрудничества, а также актуальным задачам и тенденциям развития данного направления. Доктор Алан Уолтер, автор знаменитой книги «Быстрые реакторы», выступил перед слушателями в день открытия школы. Кроме того, первый день занятий содержал развернутые лекции авторитетных специалистов ФЭИ – советников гендиректора института Льва Кочеткова и Владимира Каграманяна, а также научного руководителя ГНЦ Валерия Рачкова. Помимо занятий, программа молодежной школы «Быстрые реакторы» предусматривала технический тур с посещением экспериментальных стендов и установок ФЭИ.

 

 

Аналитика