Каталог :: Технология

Реферат: Переработка отработанного топлива

                  Министерство образования Российской Федерации                  
             Южно-Российский государственный технический Университет             
                    (Новочеркасский политехнический институт)                    
                              Волгодонский институт                              
Специальность:            Котло-и реакторостроение    
Кафедра:                       ТЭТиО                                   
Факультет:                    Энергетических технологий  
                                     РЕФЕРАТ                                     
                          по «Введение в специальность»                          
                                    На тему:                                    
                        ПЕРЕРАБОТКА ОТРАБОТАННОГО ТОПЛИВА                        
       Выполнил студент:        гр.  КР-02-Д2        Савочкин А.С.        
Проверил преподаватель:      Бубликов И. А.                      
                                 Волгодонск 2005                                 
1. ЯДЕРНЫЕ "ОТХОДЫ"
2. ПЕРЕРАБОТКА ОТРАБОТАННОГО ТОПЛИВА
3. ВЫСОКОУРОВНЕВЫЕ ОТХОДЫ ПОСЛЕ ПЕРЕРАБОТКИ
4. РАЗМЕЩЕНИЕ И ХРАНЕНИЕ ОТРАБОТАННОГО ТОПЛИВА
5. РАЗМЕЩЕНИЕ И ХРАНЕНИЕ ОСТЕКЛОВАННЫХ ОТХОДОВ
6. СНИМАЕМЫЕ С ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРЫ
      
     1. Ядерные "отходы"
     Один из наиболее острых и волнующих сегодня общественность аспектов ядерного
топливного цикла - это вопросы размещения и хранения радиоактивных отходов.
Наиболее трудный из них - это вопрос о высокоуровневых отходах, в работе с
которыми имеются два различных стратегических подхода: первый заключается в
переработке исчерпанного топлива с целью отделения высокоуровневых отходов с их
последующим остекловыванием (или битумированием) и захоронением, а второй
заключается в прямом захоронении исчерпанных тепловыделяющих элементов вместе с
содержащимися в них высокоуровневыми отходами.
     Основные ядерные отходы остаются надежно "запертыми" в керамическом топливе
для ядерных реакторов.
Как указывалось в главах 3 и 4, при "сжигании" ядерного топлива в реакторных
установках образуются продукты деления, такие как изотопы бария, стронция,
цезия, иода, криптона и ксенона (Ba, Sr, Cs, I, Kr, и Xe). Многие из
образующихся изотопов накапливаются в пределах самого топлива. Они высоко
радиоактивны, и соответственно, недолговечны.
Тогда как эти "малые" атомы формируются из расщепляющейся части топлива, изотопы
плутония Pu-239, Pu-240 и Pu-241 *, а также и некоторые изотопы
других трансурановых элементов, формируются из атомов U-238 в активной зоне
ядерного реактора при поглощении ими нейтронов и последующим бета-распаде. Все
эти изотопы радиоактивны и кроме расщепляющегося плутония, который "сжигается",
остаются в исчерпанном топливе, когда его удаляют из реактора. Большинство
трансурановых изотопов формирует долгоживущую часть высокоуровневых отходов.
     

*Это тот самый Pu-241, который распадаясь, превращается в Америций -241, используемый в бытовых детекторах задымления помещений.

Хотя предприятия ядерного топливного цикла и производят различные отходы, они тем не менее не являются промышленными "выбросами" в традиционном понимании этого слова. Их надежное хранение и размещение обеспечивает безопасность. Фактически, ядерная энергетика - единственная отрасль промышленности, которая берет полную ответственность за все свои отходы и полностью оплачивает расходы по их содержанию и утилизации. Кроме того, методы экспертного контроля, развитые в отношении отходов на гражданских ядерных объектах, теперь начинают применяться и к военной промышленности, которая действительно представляет реальную угрозу окружающей среде в некоторых частях мира. Радиоактивные отходы включают в себя разновидность различных материалов, требующих различных подходов по их содержанию и хранению для предохранения людей и окружающей среды. Они обычно классифицируются как отходы низкого уровня, промежуточного уровня и высокого уровня, в соответствии с количеством и типом радиоактивности, содержащейся в них. Другим фактором в работе с отходами является время, в течение которого они остаются опасными. Это время зависит от видов радиоактивных изотопов, содержащихся в них, и характеризуется периодом полураспада этих изотопов. Период полураспада - это время, ы течение которого данный радиоактивный изотоп теряют половину своей активности. После четырех периодов полураспада уровень активности снижается в 16 раз, а после восьми - в 256 раз. Различные радиоактивные изотопы имеют периоды полураспада от долей секунды до миллионов лет. Радиоактивность уменьшается со временем вследствие распада изотопов и превращения их в стабильные, не радиоактивные элементы. Скорость распада изотопов обратно пропорциональна их периоду полураспада; чем меньше период полураспада, тем быстрее данные изотопы распадаются. Следовательно, чем выше уровень радиоактивности в некотором количестве материала, тем большее количество короткоживущих изотопов в нем содержится. Три основных принципа используются в работе с радиоактивными отходами:
  • "Концентрировать и изолировать"
  • "Разбавлять и рассеивать"
  • "Выдерживать и расщеплять".
Два первых принципа используются в работе и с нерадиоактивными отходами. Отходы концентрируются и изолируются, или (в очень малых количествах) разбавляются до приемлемых уровней и затем рассеиваются в окружающей среде. Принцип "выдерживать и расщеплять" относится только к радиоактивным отходам и означает, что отходы хранят в течение определенного времени, в течение которого их радиоактивность уменьшается благодаря естественному распаду изотопов. В гражданском ядерном топливном цикле основное внимание уделяется высокоуровневым отходам, содержащим продукты деления и трансурановые элементы, которые образуются в процессе работы ядерного реактора. Высокоуровневые отходы содержатся непосредственно в отработанном ядерном топливе или в продуктах его переработки. Так или иначе, их количество не слишком велико - ежегодно приблизительно 25-30 тонн исчерпанного топлива (или три кубометра остеклованных отходов) образуется в результате эксплуатации типичного легко-водного ядерного реактора мощностью 1000 МВт. Такое количество может быть эффективно и экономно изолировано. Уровень радиоактивности таких отходов быстро уменьшается (см. Рисунок 16A). Например, отработанные топливные элементы, извлеченные из легко-водного реактора, настолько радиоактивны, что испускают несколько сотен киловатт тепловой энергии, но год спустя это излучение уменьшается до пяти киловатт, а после пяти лет - всего один киловатт. Через 40 лет уровень радиоактивности в них падает, примерно, в тысячу раз. После специальной переработки отработанного топлива, примерно 3% высокоуровневых отходов находятся в жидком состоянии и содержат "золу" от сгоревшего урана. Это высоко радиоактивные долгоживущие продукты деления урана и некоторые тяжелые элементы. Они производят значительное количество теплоты и требуют специального охлаждения. Такие отходы остекловывают специальными составами в небольшие капсулы, закладывают на промежуточное хранение с последующим долговременным размещением глубоко под землей. Такие принципы обращения с радиоактивными отходами приняты в Великобритании, Франции, Германии и Японии (см. также 5.2 и 5.3). С другой стороны, если отработанное реакторное топливо не подвергается обработке, то все высоко радиоактивные изотопы остаются в нем. В этом случае с топливными элементами обращаются как с высокоуровневыми отходами. Такой прямой подход к работе с отработанным ядерным топливом принят в США и Швеции (см. 5.4). Многие страны, включая Канаду, придерживаются различных концепций, выбирая между переработкой и прямым долговременным хранением отработанного ядерного топлива. Высокоуровневые отходы составляют только 3 % от всех радиоактивных отходов во всем мире, но они содержат до 95 % всей радиоактивности, содержащейся в них. Рисунок 14. Что происходит в легко-водном реакторе через три 3 года? Наряду с высокоуровневыми отходами ядерной энергетики, работа с радиоактивными материалами приводит к возникновению отходов низкого уровня (средства очистки оборудования, перчатки, специальная одежда, инструменты и т.д.). Такие отходы хотя и не представляют особой опасности, но требуют более тщательного обращения, чем обычный мусор. Отходы низкого уровня поступают также из медицинских учреждений, научно-исследовательских лабораторий и промышленности. Они могут быть сожжены. Но обычно их размещают в специальных хранилищах под землей. В любом случае, из них сначала выделяют все высоко токсичные материалы и включают в высокоуровневые отходы, что обеспечивает безопасность и эффективность работы с такими, относительно безвредными, материалами. Многие страны имеют хранилища для размещения отходов низкого уровня. Отходы низкого уровня имеют, примерно, такой же уровень радиоактивности, как и низкосортная урановая руда, а их количество, образующееся каждый год, почти в пятьдесят раз больше, чем количество высокоуровневых отходов. Во всем мире они составляют 90 % от всех радиоактивных отходов, но имеют лишь 1 % радиоактивности. Отходы промежуточного уровня главным образом возникают в ядерной промышленности. Они более радиоактивны и их изолируют от людей перед обработкой и размещением на хранение. Обычно они включают в себя различные смолы, химические осадки, компоненты реакторного оборудования и загрязненные материалы от реакторов, снимаемых с эксплуатации. Обычно, такие отходы битумируются для дальнейшего размещения в специальных хранилищах. Короткоживущие отходы (главным образом, различные компоненты реакторного оборудования) хранят в заглубленных хранилищах, но долгоживущие отходы (от переработки ядерного топлива) размещают глубоко под землей. Во всем мире отходы промежуточного уровня составляют 7 % от всех радиоактивных отходов и имеет 4 % радиоактивности. 2. Переработка отработанного топлива Необходимость переработки исчерпанного ядерного топлива вызывается с одной стороны возможностью регенерирования неиспользованного урана и плутония в отработанных тепловыделяющих элементах, а с другой - возможностью уменьшения количества высокоуровневых радиоактивных отходов. Переработка предотвращает излишний расход ценных ресурсов, потому что в своем большинстве отработанное топливо содержит до 1% делящегося изотопа U-235 и несколько меньшее количество плутония. Переработка позволяет повторять ядерный цикл в свежих тепловыделяющих элементах, сохраняя, таким образом, приблизительно, до 30 % естественного урана. Такое смешанное оксидное топливо - важный ресурс. Выделяемые при этом высокоуровневые отходы, преобразованные в компактные, устойчивые, неразрушимые твердые капсулы, более удобны для дальнейшего хранения, чем объемистые отработанные тепловыделяющие элементы. На сегодняшний день более 75000 тонн отработанного ядерного топлива от гражданских энергетических реакторов уже подвергнуто повторной обработке, а ежегодный объем переработки составляет, примерно, 5000 тонн. Таблица 10 Объемы переработки ядерного топлива в мире
Топливо легко-водных реакторов:Франция, Ла Гаага1600 тонн в год
Великобритания, Селфилд850
Россия, Челябинск (Маяк)400
Япония90

Всего

2940

Другое ядерное топливо:Великобритания, Селфилд1500
Франция, Марсель400
Индия200

Всего

2100

Всего

5040

Отработанные топливные сборки, удаленные из реактора, очень радиоактивны и выделяют тепло. Поэтому их помещают в большие резервуары, наполненные водой ("бассейны выдержки"), которая охлаждает их, а трех метровый слой воды поглощает опасное излучение. В таком состоянии они остаются (непосредственно в реакторном отделении или на перерабатывающем заводе) в течение нескольких лет, пока уровень радиоактивности значительно уменьшится. Для большинства видов ядерного топлива, его переработка начинается, приблизительно, через пять лет после выгрузки из реактора. Обычный легко-водный реактор мощностью 1000 МВт производит ежегодно, приблизительно, до 25 тонн исчерпанного топлива. После предварительного охлаждения оно может транспортироваться в специальных защитных контейнерах, которые вмещают лишь несколько (пять- шесть) тонн отработанного топлива, но сами весят до 100 тонн. Транспортировка отработанного топлива и других высокоуровневых отходов достаточно жестко регламентируется. Переработка отработанного оксидного топлива начинается с растворения тепловыделяющих элементов в азотной кислоте. После этого производят химическое разделение урана и плутония. Pu и U могут быть возвращены к началу топливного цикла - уран на конверсионный завод для дообогащения, а плутоний непосредственно на предприятия по изготовлению топлива. Рисунок 11 иллюстрирует процессы переработки и изготовления свежего топлива на противоположных сторонах диаграммы - в действительности это обычно происходит в одном месте. Остающаяся жидкость после удаления Pu и U представляет собой высокоуровневые отходы, содержащие, примерно, 3 % исчерпанного топлива. Радиоактивность этих отходов высока, и они продолжают производить много теплоты. Активная переработка ядерного топлива производилось начиная с 1940-ых годов, главным образом для регенерирования плутония в военных целях. В Великобритании, металлические тепловыделяющие элементы от коммерческих реакторов первого поколения с газовым охлаждением были повторно обработаны в Селфилде приблизительно 40 лет назад. За это время завод, перерабатывающий 1500 тонн в год, был значительно усовершенствован для поддержания должного уровня безопасности, гигиены и других регламентирующих стандартов. С 1969 по 1973 год на заводе также повторно обрабатывалось оксидное топливо на специально выделенном и модифицированном для этой цели участке. Новый завод по переработке оксидного топлива мощностью 1200 тонн в год (THORP) был построен в 1994 году. В США по техническим и политическим причинам ни один завод в настоящее время работает. В свое время в этой стране были построены три завода по переработке исчерпанного оксидного топлива ядерных реакторов: первый завод мощностью 300 тонн в год был построен в Вест Уилле (штат Нью-Йорк), и успешно эксплуатировался с 1966 по 1972 год. Однако, все возрастающие регламентирующие требования и нормы сделали возможность модернизации завода экономически нецелесообразной, и завод был закрыт. Второй завод мощностью 300 тонн в год, основанный на использовании новых технологий, был сооружен в Моррисе (штате Иллинойс), работал некоторое время в "пилотном" режиме но не сумел выйти на промышленный уровень. Строительство третьего завода мощностью 1500 тонн в год в Барнуэлле (штат Южная Каролина) было прекращено в связи с изменениями в политике правительства США, исключающей с целью нераспространения ядерного оружия всякую гражданскую переработку отработанного ядерного топлива. Всего начиная с 1940 года США имеют эксплуатационный опыт работы по переработке отработанного топлива на правительственных оборонных предприятиях насчитывающий более 250 заводо-лет. Во Франции один завод мощностью 400 тонн в год по переработке металлического топлива от реакторов с газовым охлаждением работает в Марселе. В Ла Гааге с 1976 года производится переработка оксидного топлива, и в настоящее время здесь эксплуатируется два завода мощностью по 800 тонн в год. Индия имеет завод по переработке оксидного топлива с производительностью 100 тонн в год в Тарапуре, а также аналогичные заводы в Кальпакаме и Тромбе. Япония строит большой завод в Рокакошо, хотя большая часть исчерпанного топлива, повторно обрабатывается в Европе (что составляет всего 100 тонн в год). Россия имеет завод по переработке оксидного топлива в Челябинске мощностью 400 тонн в год. После переработки восстановленный уран дообогащается и отправляется на предприятие по изготовлению свежего реакторного топлива. Плутоний же должен пройти технологический цикл по изготовлению смешанного оксидного топлива (MOX-топлива) на специальном заводе, который часто интегрируется с перерабатывающим предприятием. Во Франции, например, для того чтобы избежать создания неиспользуемых запасов плутония, выход продукции перерабатывающего предприятия строго скоординирован с загрузкой мощностей завода по изготовлению MOX-топлива. Если плутоний хранится в течение нескольких лет, то увеличивающийся в нем уровень содержания изотопа Америция-241 (используемого в бытовых датчиках задымления помещений), создаст трудности при производстве MOX-топлива из-за повышения уровня гамма излучения. Таблица 11 Объем производства смешанного оксидного топлива (т/год)

Год:

1998

2005

Бельгия и Франция175195
Япония10100
Россия -60
Великобритания8120
Всего для легко-водных реакторов193475
Новые заводы, предусмотренные к вводу в строй к 2005 году, находятся в стадии строительства. По прогнозам МАГАТЭ их мощность к 2005 году составит от 430 до 610 тонн в год. 3. Высокоуровневые отходы после переработки Несмотря на малые количества (см. 5.1), высокоуровневая отходы, возникающие после переработки отработанного ядерного топлива, требуют большой осторожности в обращении, размещении и хранении, так как они содержат продукты деления и некоторые трансурановые элементы, активно испускающие альфа, бета и гамма-излучение, а также выделяющие много теплоты. Теплота выделяется, главным образом, от продуктов деления. Такие материалы обычно называют как "ядерные отходы". Если учесть, что потребляемая мощность электроэнергии, произведенной на атомных электростанциях, в расчете на одного человека составляет, примерно, один киловатт (для жителей Западной Европы), то на каждого из нас ежегодно приходится, примерно, по 20 мл высокоуровневых отходов от переработки. После остекловывания или битумирования это количество занимает объем не более одного кубического сантиметра (см. также Рисунки 6 и15). Следует отметить, что отходы от военных программ продолжают доминировать в таких странах как США и Россия на протяжении многих десятилетий, независимо от темпов развития гражданской ядерной энергетики. Это "наследство", возникшее с начала 1940-ых годов и приведшее к загрязнению поверхностных слоев земли, утечек из резервуаров для хранения и дорогостоящим мерам по реабилитации загрязненных территорий, создало проблемы тем странам, которые его и произвели. Жидкие отходы, произведенные на перерабатывающих заводах, временно хранятся в охлаждаемых, многостенных резервуарах из нержавеющей стали, внутри железобетонных защитных корпусов. Их необходимо затем преобразовать в компактные, химически инертные твердые частицы перед окончательным захоронением. Достигается это с помощью процедуры, которая называется остекловывание. Использование, так называемого, Австралийского "синтетического камня" (синрок) является наилучшим способом для изоляции отходов, но это, однако, пока не получило широкого применения в гражданской ядерной энергетике. Технологии на гражданских заводах по остекловыванию основаны на "кальцинировании" отходов (выпаривании до получения сухого порошка) с последующим перемешиванием в боросиликате. Расплавленная стеклянная масса, смешанная с сухими отходами, помещается в большие резервуары, изготовленные из нержавеющей стали и вмещающие до 400 кг продукта. Крышка резервуара надежно приваривается. Ежегодные отходы от эксплуатации одного реактора мощностью 1000 МВт содержатся в 5 тоннах такой стеклянной массы (это приблизительно двенадцать резервуаров высотой 1.3 метра каждый и диаметром 0.4 метра). В Великобритании, например, они хранятся в бункерах глубоко под землей в вертикальном положении. Описанные процессы были разработаны и проверены на опытных заводах в 1960-ых годах. К 1966 году несколько тонн высокоуровневых отходов от повторно обработанного топлива были остеклованы в Великобритании в Хоруилле, однако исследования были тогда приостановлены как неприоритетные из-за недостаточного количества высокоуровневых отходов. Высокотемпературные испытания остеклованной массы показали, что она остается нерастворимой даже в случае физического разрушения стекла. Подобные результаты были получены и на Французских предприятиях по остекловыванию отходов между 1969 и 1972 годами. Остекловывание высокоуровневых радиоактивных отходов впервые получило индустриальные масштабы во Франции с 1978 года. Сегодня такие работы проводятся на пяти предприятиях в Бельгии, Франции и Великобритании с производительностью до 1000 тонн остеклованных отходов в год. В 1996 году два подобных завода были открыты в США. Один, в Вест Уилле (штат Нью-Йорк), должен обрабатывать 2.2 миллиона литров высокоуровневых отходов от гражданских ядерных реакторов, накопившихся от переработанного ядерного топлива за 25 лет их работы, а другой - в Саванна Ривер, предназначен для остекловывывания большого количества военных ядерных отходов. Остеклованные отходы хранят в течение некоторого времени перед окончательным долговременным размещением, позволяя уменьшиться радиоактивности и выделяемой теплоте. Вообще говоря, чем дольше такой материал будет выдержан перед захоронением, тем меньше проблем с ним будет потом. В зависимости от используемых методов размещения, интервал между выгрузкой топлива из реактора и окончательным захоронением остеклованных отходов может составлять 50 лет. Обработка таких материалов требует обязательного использования специальных мер, гарантирующих безопасность персонала. Как и во всех производствах, где присутствует гамма-излучение, самый простой и дешевый способ предохранения - это дистанция (увеличение расстояния до источника излучения в десять раз уменьшает экспозиционную дозу до одного процента). Рисунок 15. Изоляция высокоактивных отходов Такие покрытые эмалью боросиликатные капсулы, изготавливаются на заводе по остекловыванию отходов в Великобритании начиная с 1960-ых годов. В такой капсуле содержится материал, химически идентичный высокоуровневым отходам, после переработки отработанного ядерного топлива, затраченного на производство электроэнергии для одного человека. Для транспортировки высокоуровневых отходов (или отработанных топливных сборок) используются специальные прочные контейнеры. Они разработаны таким образом, что выдерживают все возможные аварийные ситуации, сохраняют свою целостность и защищают от радиоактивного излучения. В ситуациях, при которых такие контейнеры были вовлечены в серьезные инциденты, они ни разу не создали никакой опасности радиоактивного загрязнения. Высокие требования, предъявляемые к конструкциям таких контейнеров, делают практически невозможным их повреждение даже с использованием взрывчатых веществ и поэтому они совершенно непривлекательны для попыток террористического нападения. 4. Размещение и хранение отработанного топлива Принцип прямого захоронения отработанного ядерного топлива принят в США Швеции, хотя в последнем случае предполагается его регенерация в будущем. С 1988 года Швеция имеет действующее централизованное хранилище для отработанного ядерного топлива (CLAB) емкостью 5000 тонн. Отработанное топливо отправляется на это хранилище после, примерно, их годичного хранения в реакторах в бассейнах выдержки. В CLAB для охлаждения и защиты от ионизирующих излучений отработанное топливо будет храниться под водой в течение, примерно, сорока лет. К 2020 году это хранилище будет полностью заполнено, и к этому времени должно быть готово новое хранилище для окончательного захоронения, хотя уже сегодня строятся и несколько больше емкости. Рисунок 16A Уменьшение уровня радиоактивности продуктов деления в одной тонне отработанного ядерного топлива PWR реактора В то время как выделенные высокоактивные отходы остекловывают для придания им физической устойчивости к разрушению, отработанное топливо, предназначенное для прямого размещения и хранения, всегда изготавливается в очень устойчивой керамической форме UO2. При непосредственной работе с отработанным ядерным топливом или извлекаемыми из него отходами, важная роль принадлежит степени их охлаждения и радиоактивного распада. Спустя сорок лет после выгрузки топлива из реактора, в нем остается менее одной тысячной доли начального уровня радиоактивности, и с таким материалом намного легче обращаться (см. Рисунок 16A). Эта особенность отличает отходы атомной промышленности от химических отходов, которые всегда остаются опасными. Чем более длительному сроку хранения подвергаются отходы атомной промышленности, тем менее опасными они становятся, и тем более проще их подвергать последующей обработке. Рисунок 16B Радиоактивность высокоактивных отходов, выделенных из одной тонны ядерного топлива PWR реактора (приведено сравнение с активностью того количества руды из которого эта тонна топлива была получена) В США все отработанное топливо хранится в месте расположения реактора и в настоящее время это является частью топливного цикла. В дальнейшем отработанное топливо перемещают из бассейнов выдержки или сухих хранилищ на государственные склады промежуточного хранения. Здесь отработанное топливо ожидает своего окончательного захоронения. Заказчики этих операций по хранению и размещению отработанного топлива оплачивают дополнительно, примерно, 0.1 цента за киловатт час затраченной электроэнергии на эти процедуры. К концу 1999 года эти расходы составили почти 16 миллиардов долларов США. 5. Размещение и хранение остеклованных отходов Независимо от того остеклованы ли высокоактивные отходы после переработки или они находятся в отработанных топливных сборках, с ними, в конечном счете, необходимо распорядиться самым безопасным образом. В дополнение к концепциям безопасности, применяемым к ядерному топливному циклу, это означает, что после захоронения отходы не должны подвергаться каким-либо дополнительным процедурам. Хотя конечное размещение высокоактивных отходов не будет производится еще в течение нескольких ближайших лет, но все приготовления уже сделаны с учетом природных условий хранения и количества таких отходов. Комитет по управлению радиоактивными отходами при Агентстве по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития (OECD) указал принципы геологического размещения радиоактивных отходов исходя из экологических и этических перспектив. При этом особенно подчеркивались интересы последующих поколений. В 1995 году Комитет установил "что геологическая стратегия размещения отходов должна разрабатываться и осуществляться с учетом фундаментальных этических и экологических аспектов", и состоит в том, чтобы: ... "сбалансировано учитывая экологические и этические принципы, продолжать разработку геологических хранилищ для долгоживущих радиоактивных отходов, которые должны быть изолирована от биосферы в течение более нескольких сот лет", и ... постепенная " реализация схем геологического размещения отходов давала возможность их адаптации, в свете научного прогресса и развития социальной терпимости, в течение нескольких десятилетий, и не исключала бы возможности применения иных технологий, которые могли бы появиться на более поздних стадиях". Конечное размещение высокоактивных отходов должно осуществляться с очень высокими гарантиями безопасности. Вопрос в том, насколько мы можем быть уверены в долговременной безопасности, до того как это не предпринято в больших масштабах? Очевидно, что высокий уровень доверия может быть достигнут на основе продолжения тщательных научных и проектных исследований, которые осуществляются в настоящее время. Решаемые задачи при этом не являются ни очень большими, ни исключительно сложными. Во-первых, выделенные радиоактивные отходы (или отработанное ядерное топливо) находятся в устойчивой и нерастворимой форме. Во-вторых, они помещаются в массивные сосуды, изготовленные из нержавеющей стали, или коррозионно-стойкие резервуары (например, стальные или медные). В-третьих, они геологически изолируются. Степень опасности иллюстрируется на Рисунке 16B (подобная картина имеет место и для отработанного ядерного топлива). Из приведенных данных можно сделать два важных вывода. Первый состоит в том, что степень радиационной опасности уменьшается в тысячу раз за период времени от 10 до 1000 лет, с относительно небольшим последующим изменением. Это связано с тем, что почти все короткоживущие продукты деления распадаются за это время до незначительных концентраций. Их концентрация становится меньше малых количеств очень тяжелых "трансурановых" элементов типа америция и нептуния, которые имеют намного большие периоды полураспада. Хотя промежуток времени в тысячу лет достаточно велик с точки зрения человеческой жизни, тем не менее, размещение таких материалов должно осуществляться в устойчивых геологических формированиях, где геологическое время становится более значимым фактором. Даже время, необходимое для распада плутония, мало по сравнению с геологическими масштабами времени. Второй важный вывод, который следует из Рисунка 16B, состоит в том, что относительная радиоактивность отходов по прошествию 1000 лет является почти такой же, как и активность соответствующего количества урановой руды. При этом, токсичные компоненты урановой руды, выходя на поверхность земли, попадают в человеческий организм через пищевые цепочки. Остеклованные же отходы, которые хранятся глубоко под землей (до километра ниже уровня моря), в устойчивых геологических образованиях, не имеют никакого мыслимого шанса попасть в организм человека. (Это, однако, не означает, что поверхностные залежи урана опасны, поскольку количества, которые попадают в наш организм, очень малы.) Большинство стран, имеющих собственные ядерные программы, осуществляют активную работу, нацеленную на поиск и исследование соответствующих мест для размещения отходов. Цель этой работы состоит в том, чтобы найти такие места размещения, которые имели бы множество барьеров до среды обитания человека. Некоторые из барьеров, как естественные, так и искусственные, состоят в следующем:
  • Нерастворимая форма отходов (стекло, "синрок" или UO2 , см. 5.3 и 5.4).
  • Герметичное хранение в коррозионно-стойких емкостях.
  • Бетонирование отходов для исключения воздействия на них грунтовых вод и возможных разрушений при подвижках земной коры.
  • Размещение глубоко под землей (на глубине более 500 метров) в стабильных геологических структурах.
Для возможного размещения отходов широко изучаются два типа геологических пород - твердые кристаллические скальные породы и залежи каменной соли. Такие места имеются в нескольких странах, и в настоящее время осуществляется их детальная оценка. Большинство подходов предполагают использование обычной горнодобывающей техники для строительства соответствующих подземных шахт. Они должны иметь достаточно площади для размещения резервуаров в отделенных друг от друга полостях на различных уровнях или каким-либо иным способом. Одно их таких глубоких подземных хранилищ действует в США, но оно предназначено для хранения долгоживущих отходов военной промышленности. Задачи, которые решаются для выполнения такой работы, по существу технические. Существующая техника в горнодобывающей промышленности, методы инженерного проектирования вместе с контролем температурных режимов и напряжений грунта, обеспечивают выполнение подобных работ с очень высоким качеством, обеспечивающим требуемый уровень безопасности. Кроме того, инженерные и организационные задачи обеспечения эффективной изоляции опасных материалов не являются новыми. Вопрос геологической стабильности земных пород очень важен для обеспечения долгосрочной целостности хранилища отходов. На земном шаре имеется множество геологических структур, которые устойчивы уже на протяжении более 4,5 миллиардов лет, и вероятность существенных смещений пород в течение периода хранения (а это более тысячи лет) в таких местах близка к нулю. Хотя и предполагается, что глубокое геологическое размещение отходов атомной промышленности будет постоянным, тем не менее, при возникновении необходимости их восстановления и использования будущими поколениями нет принципиальных проблем для того, чтобы сделать это возможным. Уместно сравнить токсичность отходов атомной промышленности с ядовитыми отходами и газами, возникающими на современных индустриальных предприятиях каждый день. Мышьяк, например, обычно распределяется в окружающей среде в составе гербицидов и в обработанной древесине. В отличие от отходов атомной промышленности он имеет бесконечный срок токсичности. Далее, барий и хлор, который достаточно широко используется. Учитывая их реальные количества, можно утверждать, что они представляют гораздо большую опасность, чем отходы атомной промышленности. Можно утверждать, что придет время, когда хранение высокоактивных отходов будет совершенно безопасным. Радиоактивные отходы, хотя и очень токсичны в момент своего появления, но, во-первых, их количество мало, а во-вторых, они не более опасны, чем другие, более знакомые нам, материалы. Но несмотря на это, они породили синдром современного общества "где угодно, но только не у меня во дворе". Мы с легкостью принимаем экономическую выгоду и пользу от современных технологий, но при этом предпочитаем чтобы кто-то другой имел дело с сопутствующими отходами, пусть даже и безопасными. Хотя сегодня каждая страна ответственна за хранение и переработку своих собственных отходов всех видов, тем не менее, рассматривается возможность создания международного хранилища отходов атомной промышленности. Австралия - это одна из немногих стран, в которой существуют очень благоприятные геологические условия для создания такого предприятия. Природный аналог: Окло Хотя высокоактивные отходы современной ядерной энергетики еще не хранились настолько долго, чтобы наблюдать результаты такого хранения, этот процесс фактически уже происходил в естественных условиях, по крайней мере, в одном месте на земном шаре. В местечке Окло в Габоне (на западе Африки), около двух миллиардов лет назад, по крайней мере, 17 естественных ядерных реакторов начали работать в богатой залежами урановой руды местности. Каждый из них имел, приблизительно, по 20 кВт тепловой мощности. В то время концентрация U-235 в естественном уране составляла, примерно, 3.7 процента (вместо 0.7 процентов сегодня)*.

*U-235 распадается намного быстрее чем U-238, период полураспада которого, примерно, такой же, как и возраст нашей планеты.

Естественные цепные реакции, которые начались спонтанно благодаря присутствию воды, действующей как замедлитель, продолжались, приблизительно, два миллиона лет пока, наконец, не затухли. В течение этого времени в руде образовалось, приблизительно, 5.4 тонн продуктов деления, а также 1.5 тонны плутония вместе с другими трансурановыми элементами. Радиоактивные продукты деления давно распались и превратились в стабильные элементы, а детальное изучение их количества и локализации показало, что имелось небольшое перемещение радиоактивных отходов, как в процессе, так и после прекращения ядерных реакций. Плутоний же и другие трансурановые элементы остались неподвижны. Это примечательно ввиду того, что грунтовые воды имели полный доступ к продуктам деления, а сами они не находились в химически инертной форме (т.е., говоря современным языком, не были остеклованы). Таким образом, продукты деления не перемещаются свободно в земной поверхности, даже в присутствии воды, из-за их адсорбции в глиняных породах.**

**Утечки из емкостей для хранения военных отходов в США также продемонстрировали способность глинистых почв к удержанию продуктов деления и трансурановых элементов.

Таким образом, единственное известное "испытание" подземного хранилища отходов атомной промышленности в Окло оказалось успешным, несмотря на неблагоприятные характеристики этого места. Хотя глинистые почвы и играют важную роль в удержании отходов, такое затопленное, с песчаной структурой грунта место, даже не рассматривалось бы для размещения на нем современного хранилища каких-либо токсичных и, тем более, ядерных отходов. Однако, пример Окло побудил ученых более детально изучать поведение двуокиси урана в грунтовых водах вместе с другими химическими элементами, присутствующими в руде (которые не подвергаются расщеплению). Эти исследования помогут в оценке длительной безопасности хранилищ для высокоактивных отходов. Аналогичные исследования проводятся вблизи залежей в Кунгарра (на севере Австралии). Стоимость Наконец, важный вопрос о стоимости. Организация экономического сотрудничества и развития опубликовала оценки затрат на размещение и хранение отходов с использованием известных технологий, описанных выше. Согласно этим оценкам стоимость размещения и хранения отходов, вероятно, будет составлять от 0.03 до 0.17 центов за произведенный киловатт час электроэнергии для остеклованных высокоактивных отходов и от 0.04 до 0.18 центов для отработанного топлива (в ценах 1993 года). В США суммарные расходы (0.1 цента за киловатт час) на финансирование хранения отработанного топлива составили на конец 1999 года 16 миллиардов долларов США. Канадские производители собирают плату на будущее финансирование хранения отработанного топлива из расчета, приблизительно, 0.1 центов за киловатт час, и в 1997 году этот фонд составил 1.25 миллиардов канадских долларов. В Швеции это налог составляет, приблизительно, 0.3 центов за киловатт час, и идет на финансирование нормально функционирующего государственного хранилища радиоактивных отходов, и исследования в этой области. В заключении можно с очевидностью отметить, что безопасное хранение радиоактивных отходов - это существующая норма, что технологии хранения хорошо разработаны, что затраты приемлемы и что полномасштабная демонстрация этого вскоре будет возможна в нескольких странах. 6. Снимаемые с эксплуатации реакторы Пока только более 300 ядерных реакторов были сняты с эксплуатации, включая около 80 гражданских энергетических реакторов. В недавние годы были закрыты лишь некоторые из больших реакторов, и только малые и средние реакторы (с мощностью до 330 МВт) были полностью уничтожены с использованием специального оборудования с дистанционным управлением. Отдельные их части были размещены на хранение вместе с другими отходами среднего уровня активности. Международное агентство по атомной энергии выделяет три подхода при снятии реакторов с эксплуатации, которые приняты во всем мире:
  • Немедленный демонтаж (в США называют "Decon"): так называют мероприятия, которые следуют непосредственно после прекращения работы реактора. Обычно, дезактивация и демонтаж оборудования начинаются после нескольких месяцев или лет, в зависимости от типа оборудования. В последующем территория расположения атомной станции становится снова доступна для повторного использования.
  • Безопасная консервация (или "Safestor"): предполагает, что до окончательного демонтажа оборудования должен пройти значительно больший период времени, обычно от 40 до 60 лет. Оборудование при этом находится в условиях безопасной консервации.
  • Захоронение: означает, что демонтированное оборудование размещают на неограниченное специальное хранение, которое полностью исключает возможность утечек радиоактивности. При этом материалы, содержащие радиоактивные элементы, минимизируются в объеме и размещаются в бетонных структурах, исключающих какое либо попадание радиоактивности в окружающую среду.
Нет никаких критериев, по которым можно было бы отдать предпочтение какому- либо из этих подходов: каждый из них имеет свои выгоды и неудобства. В конечном счете, национальная политика государства определяет, какому подходу следовать. В случае немедленного демонтажа ответственность за последствия снятия с эксплуатации реакторов не перекладывается на плечи будущих поколений. Более того, в течение снятия с эксплуатации может использоваться опыт и навыки действующего штата станции. С другой стороны, безопасная консервация (или "Safestor") позволяет существенно уменьшить уровень остаточной радиоактивности и, таким образом, снизить радиационную опасность при процедурах демонтажа оборудования. Новые будущие технологии, несомненно, будут способствовать не только уменьшению рисков, но и стоимости проводимых работ. Приблизительно 99 % радиоактивности в выработавшем свой ресурс ядерном реакторе, находится в отработанном топливе, которое удалятся на первой стадии. Наряду с возможными радиоактивными загрязнениями оборудования, имеется также наведенная активность, обусловленная воздействием нейтронных потоков на стальные конструкции реактора. В них появляются различные радиоактивные изотопы, такие как железо-55, кобальт-60, никель-63 и углерод- 14. Первые два из них достаточно радиоактивны и их распад сопровождается испусканием гамма-излучения. Однако, период полураспада этих изотопов таков, что по прошествию 50 лет после завершения работы реактора, их радиоактивность уменьшается до безопасного уровня. В целом, через 100 лет после завершения работы реактора, уровень радиоактивности уменьшается в 100000 раз. Для снятия с эксплуатации реакторов с газовым охлаждением на атомных станциях в Шиньоне, Багги и Cен-Лоране, Франция осуществляет частичный демонтаж на второй стадии, а окончательный (на третьей стадии) будет произведен через 50 лет. Поскольку в местах их размещения продолжают функционировать другие реакторы, то контроль над состоянием оборудования не увеличивает стоимости производимых работ. Германия выбрала более быстрый способ прямого демонтажа для закрытия атомной электростанции в Грейфсвальд (бывшая Восточная Германия), на которой эксплуатировались пять реакторов. Аналогичным образом территория расположения атомной электростанции мощностью 100 МВт в Баварии была обещана в середине 1995 года для передачи в неограниченное сельскохозяйственное использование. Последующее удаление всех ядерных систем, систем радиационной защиты и некоторых материалов, содержащих наведенную активность, показало, что радиоактивность оставшихся объектов не превысило установленных пределов, и правительство одобрило окончательный демонтаж и очистку территории. США имеют различный опыт в этой области. Четырнадцать энергетических реакторов снимаются с эксплуатации по схеме "Safstor", в то время как еще шесть демонтируются по принципу "Decon". Все выполняемые при этом процедуры установлены Комиссией по ядерному регулированию США. Для реактора в Трое (1180 МВт, PWR), процедуры "Safstor" были объединены с промежуточным демонтажем, но временной масштаб работ, тем не менее, не изменился и все задачи были выполнены непосредственно переработчиками. Атомная станция была закрыта в 1993 году, а в 1995 году были удалены парогенераторы и размещены на хранение в Хенфорде. Затем, в 1999 году туда же был доставлен на хранение и демонтированный корпус реактора. Со всех строений удаляются возможные загрязнения, но полная очистка территории не планируется вплоть до 2018 года. На атомных электростанциях, содержащих несколько энергоблоков, после консервации первого энергоблока, остальные продолжают работать до полной выработки своего ресурса, и последовательно снимаются с эксплуатации. Это оптимизирует использование как человеческих, так и технических ресурсов, задействованных в демонтаже оборудования, и таким образом, дает некоторую экономию в затратах. Так, после комплексных мероприятий на втором аварийном энергоблоке (1979 год) атомной электростанции Три Майл Айленд, потребовавших 14 лет и включивших в себя выгрузку топлива, демонтаж разрушенных конструкций и т.д., он был законсервирован до 2014 года, т.е. до истечения срока действия лицензии на эксплуатацию первого энергоблока. По истечению этого времени оба блока будут сняты с эксплуатации. Аналогичные процедуры были осуществлены на первом энергоблоке атомной электростанции Сан-Онофр, который был остановлен в 1992 году до истечения срока лицензии на работу второго и третьего энергоблоков в 2013 году. Но после решения Комиссии по ядерному регулированию демонтаж начался в 1999 году. Процедуры по схеме "Decon" были применены к реактору в Шипингпорте мощностью 60 МВт, который успешно проработал с 1957 по 1982 год. Пример этого реактора продемонстрировал возможность безопасного и рентабельного демонтажа атомной электростанции промышленного масштаба и быстрой реабилитации территории. Демонтаж был закончен в течение двух лет, а пять лет спустя, в 1989 году, было разрешено использовать территорию без каких-либо ограничений. Из-за небольших размеров реактора, его корпус мог быть удален без дополнительного расчленения, чего нельзя сделать для больших энергоблоков. По ускоренной схеме "Decon" также снимался с эксплуатации высокотемпературный реактор с газовым охлаждением в Форте Cан-Врэйн мощностью 330 МВт, который был закрыт в 1989 году. Стоимость контракта по снятию с эксплуатации этого реактора составила 195 миллионов долларов США, что, несмотря на малый срок службы реактора, составляет менее одного цента на киловатт час выработанной электроэнергии. Проект был завершен в соответствии с планом реабилитации территории в 1997 году. Это был первый большой энергетический реактор в США, который был снят с эксплуатации в такие сроки. Общая стоимость операций по снятию с эксплуатации реакторов зависит от последовательности и длительности различных стадий программы. Так, отсрочка в выполнении какой-либо стадии приводит, с одной стороны, к уменьшению стоимости, что связано с уменьшающимся уровнем радиоактивности, но с другой - к увеличению затрат на хранение и контроль за состоянием оборудования. Даже учитывая неопределенность в оценках стоимости, можно утверждать, что затраты по снятию реакторов с эксплуатации составляют менее 5% от затрат на производство электроэнергии. В США, например, накопленный опыт по проведению таких работ позволил снизить затраты на их выполнение, и по современным оценкам они составляют в среднем 325 миллионов долларов на реактор. Методы финансирования также различны в разных странах. Наиболее общими являются:
  • Предварительная оплата, при которой резервируются соответствующие суммы на специальных счетах еще до начала эксплуатации реактора, и они могут использоваться только для целей снятия реакторов с эксплуатации.
  • Налог на использование ядерной энергии, использование которого позволяет накопить соответствующие суммы путем сборов с потребителей электроэнергии. Доходы от сборов находятся в специальном трастовом фонде. Такая система действует в США, которая позволяет в течение срока функционирования реакторов накопить достаточные средства для покрытия расходов по снятию их с эксплуатации.
  • Гарантии или страхование, которые в любом случае обеспечивают переаботчикам покрытие их расходов на снятие реакторов с эксплуатации.
Для финансирования процедур по снятию реакторов с эксплуатации в США взимается налог на использование ядерной энергии, который составляет от 0.1 до 0.2 центов за киловатт час электроэнергии. За состоянием соответствующих фондов регулярно следит Комиссия по ядерному регулированию. В 1998 году эти фонды составили 22.5 миллиардов долларов США.