Радиоактивные отходы: их переработка и утилизация в России
Россия использует около 3800 тонн природного урана в год, которое после отработки нужно утилизировать. Чтобы уменьшить объемы захоронения радиоактивных отходов, руководство страны планирует максимально закрыть топливный цикл и использовать переработанный уран, а также использовать плутоний в МОКС-топливе (содержит несколько видов оксидов делящихся материалов).
Что такое радиоактивные отходы?
Радиоактивные отходы – это тот же мусор, отработанное ядерное топливо, в котором содержаться радиоактивные изотопы химических элементов, и их ценность равна нулю.
Не так давно успехи в этом направлении были ограничены – в 2011 году было переработано только около 16% отработанного топлива, в том числе ВВЭР-440 (водо-водяной энергетический реактор), БН-600, исследовательских и военно-морских реакторов. Переработанный уран в основном используется для топлива РБМК (реактор большой мощности канальный). К 2030 году Росатом надеется полностью закрыть топливный цикл.
Где происходит переработка ядерных отходов в России?
Нельзя утверждать, что об утилизации отработанного радиоактивного топлива не задумывались ранее. Переработка началась в 1977 году, и несколько проектов были реализованы на двух объектах:
- На производственном объединении «Маяк» в Озерске установка по переработке отработавшего топлива РТ-1 была впервые обновлена и возвращена в эксплуатацию в 2016 году, а затем будет закрыта примерно в 2030 году;
- На Горно-химическом комбинате (ГХК) в Железногорске в 2015 году была введена в эксплуатацию установка по производству МОКС-топлива для быстрых реакторов. Установка РТ-2, объект известен под обозначением Красноярск-26.
Дальнейшее развитие перерабатывающей ядерные отходы отрасли:
- Пилотный демонстрационный центр по переработке отработавшего ядерного топлива был введен в эксплуатацию в 2015 году.
- Полномасштабная установка РТ-2 будет завершена к 2025 году для переработки использованного топлива ВВЭР, РБМК и BН в смешанное оксидное (МОХ) топливо или в регенерированную смесь оксидов урана и плутония.
- На комбинате в Железногорске хранилище отработавшего топлива будет дополнено сухим хранилищем, введенным в эксплуатацию в 2012 году, которое станет пунктом назначения для всего использованного в России топлива.
Все использованное топливо хранится на площадках реактора в течение не менее трех лет, чтобы обеспечить снижение температуры и радиоактивности. Отходы с высоким сгоранием требуют больше времени, прежде чем будут готовы к транспортировке.
В настоящее время отработанное топливо реакторов РБМК и реакторов ВВЭР-1000 хранится в основном на площадках реакторов и не подвергается переработке. Ожидается, что к моменту начала существенной переработки на комбинате в Железногорске около 20 000 тонн отработанного топлива, расположенных в хранилищах, увеличатся в два раза, достигнут массы до 40 000 тонн.
В конце 2007 года было решено, что производство МОКС-топлива с использованием переработанных материалов как из легкой воды, так и из быстрых реакторов должно основываться на электрометаллургической (пирохимической) переработке. Целями закрытия топливного цикла являются:
- Минимизация затрат,
- Минимизация объема отходов, рециркуляция второстепенных актинидов (для сжигания), исключая выделенный плутоний;
- Организация всех процедур в системах с дистанционным управлением. Этот путь переработки еще предстоит разработать.
В августе 2016 года была объявлена новая программа по обращению с отработанным топливом до 2020 года. Она предусматривает обращение с радиоактивными отходами, их транспортировку отработанного топлива на «Маяк» в Озерске для переработки или в центральное хранилище в ГХК в Железногорске. Запланировано, что этот завод по переработке будет полностью введен в эксплуатацию примерно в 2019-2020 годах.
Сведения об РТ-1
Завод РТ-1 был запущен в 1971 году, с 2000 года был расширен и модифицирован, чтобы принимать самые разные материалы, включая топливо исследовательских реакторов. До 2012 года было переработано около 5000 тонн отработанного топлива. А затем производительность снизилась до 100 т в год после потери иностранных контрактов.
В 2015 году РТ-1 переработал 230 тонн топлива, что на 35% больше, чем в 2014 году, и его мощность постепенно увеличивалась до 400 т в год. Рассчитан на все типы реакторов российского производства, в частности ВВЭР-1000 и РБМК. С 2017 года завод также перерабатывал топливо из нитрида урана. Однако после ввода в действие РТ-2 на ГХК в Железногорске он должен быть выведен из эксплуатации примерно к 2030 году.
Перерабатывающий завод РТ-2
Завод по переработке РТ-2 в Железногорске в настоящее время находится на пути к завершению с производительностью 700 т в год к 2025 году (в дополнение к 250 т / год на Пилотном демонстрационном центре). К 2028 году планируется еще 800 т в год.
Первоначально планировалось иметь две линии по 1500 тонн в год, но в течение некоторого времени проект находился на рассмотрении. Строительство началось в 1984 году, а затем было остановлено в 1989 году, хотя 30-40% работ были завершены. Причина – общественное недовольство и отсутствие средств (хотя в 1993 году было официально объявлено, что центр «в стадии строительства»).
В настоящее время реализация проекта возобновлена. Как ожидается, РТ-2 будет работать примерно с 2025 года с использованием усовершенствованного процесса как для топлива ВВЭР-1000 и РБМК, так и для топлива ВН. Его стоимость составляет около $2 млрд. Объект может стать частью новой Глобальной инициативы в области ядерной инфраструктуры, и рассматривается вопрос об иностранном акционерном капитале в акционерном обществе.
Экспериментальный демонстрационный центр
Предназначен для реализации нескольких технологий переработки, эксплуатируется, как и запланированный РТ-2, в Железногорске. Проект обошелся в 8,4 млрд рублей и завершен в 2015 году как «стратегический инвестиционный проект».
Его начальная мощность с исследовательскими горячими камерами составляет 10 т в год. Затем добились увеличения объемов до 100 т в год, а с 2018 года – до 250 т в год. Применяются инновационные технологии, включая кристаллизацию и одновременное измельчение газового, термомеханического и отработавшего топлива.
Первоначально центр будет иметь дело с топливом ВВЭР-1000, затем с топливом из быстрых реакторов. Фактически, это будет первая очередь большой реконструированной установки РТ-2 на площадке ГКХ в Железногорске, которая должна быть введена в эксплуатацию примерно в 2025 году.
Другие заводы по переработке ядерных отходов
Разгружают могильники радиоактивных отходов и другие перерабатывающие производства. На Сибирском химическом комбинате «Северск» предполагается, что с 2023 года будет работать установка по переработке нитридного топлива реакторов на быстрых нейтронах Брест, которая завершит этот топливный цикл.
В 2016 году было объявлено, что вывод из эксплуатации завода по смешиванию высокообогащенного урана (ВОУ) на комбинате будет завершен к 2022 году. Завод был построен в 1996 году на конверсионном заводе. Его цель – реализация российско-американской программы по смешиванию ВОУ с российского производства и ядерного оружия в низкообогащенный уран для экспорта и использования на атомных электростанциях США. Эта программа завершена в 2013 году.
По данным Никит-Атомстроя, на Курской АЭС строится завод по переработке и утилизации ядерных отходов. Завершен участок, который полностью введен в эксплуатацию в конце 2014 года. Предназначен для переработки жидких радиоактивных отходов. Остальные два участка проекта включают установку по переработке твердых радиоактивных отходов и хранилище.
Заводы по обработке ядерных отходов в россии
Предприятие госкорпорации «Росатом» «Горно-химический комбинат» (ГХК, Железногорск, Красноярский край) успешно провело пилотную переработку отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) энергетического реактора ВВЭР-1000 российских АЭС; работоспособность уникальных технологий, не создающих рисков для окружающей среды, полностью подтверждена, ГХК готов приступить к плановой переработке ОЯТ, сообщил РИА Новости генеральный директор предприятия Петр Гаврилов.
Переработка отработавшего ядерного топлива — высокотехнологичный процесс, направленный на минимизирование радиационной опасности ОЯТ, утилизацию неиспользуемых компонентов, выделение полезных материалов и обеспечение их дальнейшего использования.
«Мы завершили научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы (НИОКР). В их рамках мы разделали первую реальную отработавшую тепловыделяющую сборку реактора ВВЭР-1000 с Балаковской атомной электростанции. Целью было проверить в опытно-промышленном масштабе технологию нашего опытно-демонстрационного центра — то, о чем мы заявляли на всех уровнях, что это технология «три плюс», позволяющая уйти от жидких радиоактивных отходов. Сразу скажу, что технология полностью подтвердила свою состоятельность», — сказал Гаврилов.
Работы проводятся на входящем в состав изотопно-химического завода ГХК пусковом комплексе опытно-демонстрационного центра (ОДЦ) по радиохимической переработке отработавшего ядерного топлива, в котором применяются новейшие, экологически чистые технологии поколения 3+. Самые современные на сегодняшний день промышленные мощности, действующие во Франции, оцениваются экспертами как второе поколение технологий переработки ОЯТ.
Таким образом, по мнению специалистов, новая технология, примененная на ГХК, не «повторяет и догоняет» лучшие зарубежные образцы, а создает новую ступень развития атомной техники. Пусковой комплекс опытно-демонстрационного центра необходим для отработки технологических режимов переработки ОЯТ на промышленном оборудовании. Полученные данные будут использованы при создании ОДЦ в полном развитии, где будет проводиться промышленная переработка ОЯТ.
Особенностью технологий, которые применяются на ОДЦ, стало полное отсутствие жидких радиоактивных отходов. Таким образом, у российских специалистов появилась уникальная возможность впервые в мире доказать на практике, что переработка ядерных материалов возможна без ущерба для окружающей среды. Как отмечают специалисты, этими технологиями сегодня обладает только Росатом. Строительство ОДЦ стало технологически самым сложным проектом за всю новейшую историю ГХК.
Одной из ключевых операций в новой технологии является волоксидация (от англ. volume oxidation, объемное окисление) — та операция, которая принципиально отличает поколение 3+ технологии переработки ОЯТ от предыдущего поколения. Эта технология позволяет отогнать в газовую фазу радиоактивные тритий и йод-129 и не допустить образования жидких радиоактивных отходов после растворения содержимого фрагментов топливной сборки.
«Мы сделали первый важный шаг, но дальше надо наращивать производительность переработки ОЯТ, поскольку в процессах масштабирования всегда возникают особенности. Уже в рамках НИОКР было выявлено несколько нюансов, которые мы решили. Сейчас цель — выйти на плановую производительности пускового комплекса ОДЦ — пять тонн в год», — сообщил Гаврилов. «Мы готовы к плановой переработке ОЯТ», — подчеркнул генеральный директор ГХК.
Федеральное государственное унитарное предприятие «Горно-химический комбинат» (входит в дивизион заключительной стадии жизненного цикла объектов использования атомной энергии Росатома) имеет статус федеральной ядерной организации. ГХК — ключевое предприятие Росатома по созданию технологического комплекса замкнутого ядерного топливного цикла на основе инновационных технологий нового поколения. На ГХК впервые в мире сосредоточены сразу три высокотехнологичных передела — хранение отработавшего ядерного топлива реакторов АЭС, его переработка и производство нового ядерного МОКС-топлива для реакторов на быстрых нейтронах.
Вторая жизнь урана: что делают в современном мире с отработанным ядерным топливом
Атомная энергетика — одна из самых экологичных с точки зрения выбросов углекислого газа: за 1 кВт⋅ч атомные электростанции выбрасывают всего 12 г СO2. Для сравнения, у природного газа этот показатель составляет 490 г/кВт⋅ч, а у угля — 820 г/кВт⋅ч. Однако атомных электростанций до сих пор не слишком много — в первую очередь, потому что вопрос, что делать с отработанным ядерным топливом, остается нерешенным. Общественное восприятие, часто основанное на мифах, заключается в том, что мы понятия не имеем, что делать с ядерными отходами. «Хайтек» рассказывает, какие технологии утилизации ядерного топлива существуют, какие страны хранят такие отходы и как избегают утечек — таких, как на Фукусиме и в Чернобыле.
Читайте «Хайтек» в
Почему атомная энергетика экологична?
По сравнению с электрогенерирующими установками, работающими на ископаемых или возобновляемых видах топлива, атомные электростанции имеют очень легкий углеродный след. Например, при сжигании биомассы выделяется 230 г CO2 за кВт⋅ч, при добыче электричества с помощью гидростанций — 24 г CO2 за кВт⋅ч, и только 12 г CO2 за кВт⋅ч при добыче электричества на атомной станции.
Однако политики предпочитают атомным электростанциям солнечные, ветровые и другие возобновляемые источники энергии — главным образом, потому что использованное ядерное топливо остается радиоактивным, а в обществе и во власти пока отсутствует консенсус, что с ним делать.
Отработанное ядерное топливо можно использовать повторно — для получения огромного количества энергии с нулевым содержанием углерода, которая позволит сократить выбросы парниковых газов.
Существуют разные причины, по которым правительства отказываются от переработки отработанного ядерного топлива. Например, в США основное препятствие для утилизации — опасения в неэффективности затрат и вероятности распространения ядерного оружия. Истоки последнего восходят к решению президента Джимми Картера 1977 года, который запретил перерабатывать ядерное топливо — вместо этого его захоранивают глубоко под землей. Франция, Великобритания и Япония в числе других стран пошли противоположным путем — правительства этих стран воспринимают отработанное ядерное топливо как ценный актив, а не просто отходы, требующие утилизации.
Какое отработанное топливо подлежит переработке?
Существующие на данный момент 440 ядерных энергетических реакторов, работающих по всему миру, производят примерно 10 500 т отработанного топлива в год. Во время производства энергии потребляется только приблизительно 5% урана, а также генерируются побочные продукты, такие как плутоний. Как и оставшийся уран, плутоний подлежит переработке.
В тепловом реакторе нейтроны, которые формируются довольно быстро, замедляются за счет взаимодействия с соседними атомами с низким атомным весом, такими как водород в воде, которая протекает через активную зону реактора. Все, кроме двух из 440 действующих коммерческих ядерных реакторов, являются тепловыми, и большинство из них используют воду как для замедления нейтронов, так и для передачи тепла, которое возникает в процессе распада, в электрические генераторы. Большинство этих тепловых систем — то, что инженеры называют легководными реакторами.
В атомных реакторах используются два изотопа урана — менее распространенный уран-235 и более распространенный уран-238. Обычные реакторы в основном расщепляют уран-235 для выработки энергии, а уран-238 в чистом виде часто считается бесполезным. Так, когда в стандартном реакторе заканчивается уран-235 — это происходит примерно через три года после начала использования, — его дозаправляют, даже если в нем еще много урана 238.
Когда сотрудники АЭС удаляют отработанное топливо, в нем остается около 95% от его первоначальной энергии — другими словами, используется только 5% его энергии. Только около одной десятой добытой урановой руды превращается в топливо в процессе обогащения (во время которого концентрация урана-235 значительно увеличивается), поэтому для выработки электроэнергии используется менее одной сотой от общего энергосодержания материала.
Большую часть (около 94%) отработанного ядерного топлива составляет уран-238, который не делится. Этот компонент является лишь слегка радиоактивным (по сравнению с другими продуктами распада — цезием-137 и стронцием-90) и, будучи отделен от продуктов деления и остальной части материала в отработанном топливе, может быть легко сохранен для будущего использования на слабо защищенных объектах.
Уран-238 также называют расщепляющимся, потому что он иногда распадается при попадании быстрого нейтрона. Он еще называется фертильным, потому что, когда атом урана-238 поглощает нейтрон без расщепления, то превращается в плутоний-239, который, как и уран-235, является делящимся и может поддерживать цепную реакцию. Он и подлежит переработке.
Как перерабатывается ядерное топливо?
Ядерное топливо представляет собой герметичный контейнер из сплавов циркония или стали, в который помещены таблетки с ураном. Когда топливо переходит в разряд отработанного, его извлекают из реактора и путем химического разделения сортируют на бесполезные элементы и вещества, которые можно использовать повторно.
Конкретные схемы переработки отличаются набором применяемых реагентов, последовательностью отдельных технологических стадий и аппаратурным оформлением. Например, в ходе самого распространенного метода переработки PUREX происходит восстановительная реэкстракция плутония из совместного экстракта с ураном и продуктами деления. После удаления оболочки топливо растворяется в азотной кислоте, затем органические растворители извлекают плутоний, который потом используется для производства ядерного оружия.
В отличие от PUREX, процесс пиропереработки позволяет получить не компоненты для ядерного оружия (чистый плутоний), а смесь трансурановых элементов. Их можно использовать для производства энергии.
Пиропереработка основана на гальванизации — использовании электричества для сбора на проводящем металлическом электроде металла, извлеченного в виде ионов из химической ванны. Этот процесс проводится при очень высоких температурах.
Существуют два подхода по пироперераработке отработанного ядерного топлива — российский и американский. В России перерабатывается керамическое (оксидное) топливо из дикосида урана, а в США — металлическое ядерное топливо.
Как с ядерным топливом поступают разные страны?
Переработка ядерного топлива часто воспринимается однозначно — как метод PUREX, который позволяет получать из отработанного топлива чистый плутоний для ядерного оружия. Однако еще в конце прошлого века усовершенствованная технология реакторов на быстрых нейтронах позволила использовать альтернативную стратегию рециркуляции, которая не позволяет получать чистый плутоний ни на одной из стадий переработки.
Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах минимизируют риск того, что отработанное топливо от производства энергии будет использоваться для производства оружия. И при этом позволяет повторно использовать отработанное топливо для производства энергии. Несколько таких реакторов были построены и применены для выработки электроэнергии — во Франции, Японии, России, Великобритании и США. Два из них всё еще работают.
К настоящему времени по всему миру переработано около 100 тыс. т (из 290 тыс. т произведенного) отработанного топлива коммерческих энергетических реакторов. Годовая мощность переработки в настоящее время составляет около 5 тыс. т в год.
В частности, переработкой ядерных отходов занимаются Великобритания, Россия и Япония — их коммерческая перерабатывающая мощность составляет 600, 400 и 800 т в год соответственно. Ожидается, что в период с 2010 по 2030 годы в мире будет произведено около 400 тыс. т отработанного ядерного топлива, в том числе 60 тыс. т в Северной Америке и 69 тыс. т в Европе.
Европейские страны активнее используют рециркулированное ядерное топливо. Например, во Франции работает 58 атомных электростанций, которые позволяют генерировать 80% потребностей страны в электроэнергии с помощью атомной энергии, большая часть которой генерируется за счет переработки.
Процесс рециркуляции во Франции выглядит так: отработанный уран с электростанций отправляется на два перерабатывающих завода — UP-2 и UP-3, расположенных на мысе Ла Аг. Там в течение трех лет он находится в деминерализованной воде, после чего отделяется для переработки в оксидное топливо.
Ядерные отходы, которые не подлежат переработке, помещаются в специальные резервуары из стекла цилиндрической формы. В будущем правительство планирует построить глубокое подземное хранилище для этих отходов.
Заводы для переработки ядерного топлива также существуют в Великобритании (Thorp) и Японии (предприятия в Роккасе-Мура и Токае-Мура).
Как обстоят дела в России?
Сейчас в России работают десять стационарных атомных электростанций и одна плавучая — «Академик Ломоносов». Годовая выработка энергии атомными электростанциями в России, по данным Росатома, составляет 204,275 млрд кВт⋅ч — это около 18,7% всей электроэнергии, производимой в стране. В госкорпорации отмечают, что этого достаточно, чтобы обеспечивать электричеством Москву и Московскую область примерно в течение двух лет.
В России уже накоплено около 20 тыс. т собственного отработанного ядерного топлива — при перерабатывающей коммерческой мощности в 400 т в год. Единственным предприятием, на котором ведется переработка отработанных ядерных отходов, является РТ-1 на ПО «Маяк» — предприятии в закрытом городе Озерск в Челябинской области.
На «Маяке» производят компоненты для ядерного оружия, изотопы, системы для хранения и регенерации отработанного ядерного топлива, его утилизации. Предприятие обслуживает Кольскую, Нововоронежскую и Белоярскую АЭС, а также перерабатывает ядерное топливо с атомных подводных лодок.
Второе предприятие РТ-2, в горно-химическом комбинате в Красноярском крае, долгое время находилось в стадии замороженного строительства. На нем планировали организовать хранение отработанного ядерного топлива реакторов АЭС, его переработку и производство нового ядерного топлива для реакторов на быстрых нейтронах. В 2018 году на РТ-2 провели тестовую переработку отработанного ядерного топлива с нескольких российских АЭС.
Срок службы существующих тепловых реакторов в России (к этому типу принадлежат восемь из десяти стационарных АЭС) в ближайшем будущем завершится. Если их заменят быстрыми реакторами, отработанные ядерные отходы станет проще и безопаснее перерабатывать, потребность в добыче новой урановой руды, запасы которой ограничены, почти исчезнет. А благодаря рециркуляции топлива использовать существующие запасы можно будет еще очень долго.
Почему атомная энергетика безопасна?
В истории гражданской ядерной энергетики произошло три крупных аварии на реакторах — на АЭС, расположенных на острове Три-Майл, в Чернобыле и Фукусиме. Это единственные крупные аварии, произошедшие за более чем 17 тыс. совокупных реакторных лет промышленной эксплуатации атомной энергии в 33 странах.
С 1990-х годов новые реакторы строятся по международным правилам — при проектировании АЭС инженеры стремятся к большей стандартизации конструкции, а объекты находятся под надзором регулирующих органов.
Стандартизация предполагает принятие положения по безопасности, которое планирует строительство нескольких физических барьеров между активной зоной реактора и окружающей средой, а также несколько систем безопасности, которые дублируют друг друга. Это позволит избежать человеческой ошибки. Сейчас системы безопасности составляют около четверти капитальных затрат на строительство реакторов.
Атомная энергетика сможет удовлетворить долгосрочные потребности человечества в энергии при условии крайне низкого влияния на окружающую среду. Однако для продолжения широкомасштабного устойчивого производства атомной энергии поставки ядерного топлива должны продолжаться в течение длительного времени. В условиях ограниченных запасов ископаемого топлива перспективы производства атомной энергии и переработки ядерного топлива выглядит очень привлекательными.