Ядерное топливо: виды и переработка. Третья нога: переработка ОЯТ в России Обращение с облученными блоками ДАВ

Химическая переработка облученного ядерного топлива осуществляется с целью извлечения плутония, урана и других ценных компонентов и очистки их от продуктов деления. В лабораториях ядерных центров многих стран исследовались различные методы переработки облученного топлива, которые можно классифицировать как водные и неводные . В опытном масштабе исследовались такие методы как: висмут-фосфатный, тригли, бутекс, торекс, экстракция аминами, аква-фтор-процесс - водные методы ; возгонка фторидов, плавка-рафинирование с селективным окислением, электролиз солей - неводные методы .

В ряде стран ведутся исследования и разработки так называемых сухих (безводных ) методов химической регенерации: фторидных (основанных на превращении U и Pu в газообразную фазу гексафторидов), пирометаллургических, экстракционных, в расплавах солей и др. Их цель – обеспечить наиболее эффективную в техническом и экономическом отношении промышленную технологию регенерации с одновременным решением проблемы переработки, консервации и удаление радиоактивных отходов в наиболее компактном и безопасном для хранения виде. Предполагается, что сухие методы позволят осуществить регенерацию топлива активных зон реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с короткой выдержкой этого топлива и с меньшими потерями его по сравнению с жидкостной экстракцией. Эти методы привлекательны также тем, что удельные объемы получаемых радиоактивных отходов малы (преимущественно твердая компактная форма, пригодная для консервации в процессе регенерации). Большая часть установок, на которых проводили исследования и отработку перечисленных выше методов в настоящее время не функционируют.

Интенсивно разрабатывались водные методы переработки, основанные на использовании жидкостной противоточной экстракции. Среди них водно-экстракционная технология выделения и очистки урана и плутония от продуктов деления трибутилфосфатом (пьюрекс-процесс ) признана наиболее эффективной и используется на всех существующих промышленных предприятиях по переработке ОЯТ. Этот метод является единственным промышленно освоенным методом химической переработки отработавшего в реакторах АЭС оксидного уранового топлива.

Экстракция урана и плутония трибутилфосфатом по технологической схеме, названной пьюрекс-процессом, впервые примененной в США в 1945г. для выделения плутония из облученного металлического природного урана. Этот метод имеет различные усовершенствования и технологические варианты, направленные на снижение радиационного воздействия на экстрагент и достижение более глубокой очистки урана и плутония от продуктов деления. Эти усовершенствования позволили применить пьюрекс-процесс для переработки окисного топлива.

Как при жидкостных, так и при сухих методах химической переработки отработавшего топлива процессы (и связанные с ними трудности) очистки, консервации и удаления газообразных и летучих продуктов деления весьма схожи, хотя при сухих процессах улавливание и удаление йода и трития упрощаются. На рис.19 приведена схема основных этапов подготовки и радиохимической переработки отработавшего топлива методом жидкой экстракции.

Для отработавшего топлива реакторов на тепловых нейтронах типа LWR (США), ВВЭР и РБМК (Россия) установлено оптимальное время выдержки в бассейнах с водой на АЭС 3-5 лет, минимальное – 1 год. Для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах нормативное время пребывания ТВС в бассейнах выдержки пока не установлено. В интересах получения малого времени удвоения топлива это время должно быть минимальным (не более года).

Поступившее от АЭС на радиохимический завод топливо перегружают под водой из контейнеров в бассейн складов хранилищ, где ТВС устанавливают в специальных стойках или стеллажах, размещая так, чтобы в любых случаях не достигалась критическая масса и обеспечивалось необходимое охлаждение. Глубина бассейнов и толщина слоя воды над ТВС рассчитаны так, чтобы создать необходимую радиационную защиту. Бассейны имеют замкнутую циркуляционную систему для охлаждения и очистки воды и снабжены отсосами воздуха в систему специальной очистки вентиляции.

Из бассейнов ТВС поступают в отделение разделки, представляющее собой наиболее сложный комплекс радиохимического завода, оснащенный дистанционно-управляемой техникой. Разделка ТВС перед растворением топлива на заводах США и Западной Европы (кроме завода «Еврокемик» в Моле, Бельгия) осуществляется механическими средствами: рубка с помощью специальных прессов, разрезка фрезами ТВС целиком без разборки на отдельные твэлы, при этом предварительно отрезаются концевые детали («холостые концы»), не содержащие топлива. На заводе «Еврокемик» в Бельгии применялось химическое удаление циркониевых оболочек твэлов. Недостаток этого способа – большое количество (8-10 м 3 /т урана) промежуточных радиоактивных отходов. Разрабатываются установки для резки лучом лазера (Великобритания, Франция), а также для разборки ТВС на отдельные твэлы и их разделка. Для обеспечения лучшей растворимости стержни твэлов режут на куски длиной 15-50 мм. Отрезанные куски падают в желоба и попадают в баки-растворители периодического действия из нержавеющей борсодержащей стали. В этих баках осуществляется выщелачивание (извлечение) урана и плутония с помощью нагретой крепкой азотной кислоты. Полное растворение окисного топлива происходит за 2-4 часа, металлического - за 24 часа.

Во Франции и США ведется разработка аппаратов растворения непрерывного действия барабанного типа. Ядерная безопасность достигается добавлением в раствор нейтронных поглотителей (например, гадолиния) или комбинацией безопасной геометрии и поглотительными вставками. Растворы тщательно фильтруются с использованием фильтров из мелкопористой нержавеющей стали (диаметр пор порядка 3 мкм) или центрифуг. Растворение двуокиси урана в азотной кислоте происходит по реакции:

UO 2 + 4HNO 3 → UO 2 (NO 3) 2 + 2NO 2 + 2H 2 O

Для более полного растворения плутония вводятся дополнительные операции. Металлический уран растворяют в кипящей крепкой азотной кислоте. Для рекомбинации окислов азота в систему добавляют кислород и в результате получают азотную кислоту, снова возвращаемую в цикл.

Тщательно отфильтрованный водный раствор уранилнитрата UO 2 (NO 3) 2 с сопутствующими ему растворимыми продуктами деления поступает на экстракцию растворителями.

Основной процесс экстракции растворителями является распределение растворенного вещества между двумя несмешивающимися жидкостями (водная и органическая фазы). Между этими фазами по известному закону в каждой ступени распределяются растворенные вещества в определенном постоянном соотношении. Отношение концентрации вещества в органической фазе к его концентрации в водной фазе в условиях равновесия между фазами называется коэффициентом распределения .

При нескольких последовательных процессах экстракции можно сконцентрировать в органической фазе почти 100% нитратов урана и плутония, обеспечив необходимый коэффициент очистки их от радиоактивных продуктов деления: 5·10 7 -10 8 для плутония, 10 6 -10 7 для урана.

Таким образом, многоступенчатая экстракция органическим растворителем позволяет иметь одновременно высокое извлечение ядерного топлива из растворов и его глубокую очистку от радиоактивных продуктов деления. Степень этой очистки должна допускать работу с регенерированным ураном без биологической защиты, т.е. его радиоактивность должна быть близка к естественной радиоактивности (~ 0,3 мкКи/кг или 1,1·10 4 расп./(с кг)). Это и определяет тот предел очистки, к которому следует стремиться при химической переработке отработавшего топлива.

В качестве органического экстрактора-растворителя успешно применяется трибутилфосфат (ТБФ), разбавленный до 30% очищенным керосином (Н-додеканом). Главным преимуществом ТБФ как экстрагента является его способность селективно извлекать из азотнокислого раствора уран и плутоний. При этом азотная кислота служит в качестве высаливающего агента. Азотная кислота легко очищается дистилляцией, что позволяет возвращать ее в процесс и не увеличивать за счет нее радиоактивные сбросы. Органическая фаза избирательно экстрагирует только уран и плутоний, оставляя почти все продукты деления в водо-кислой фазе, в которой таким образом концентрируются высокоактивые отходы процесса. Органическая фаза, содержащая уран и плутоний, промывается азотной кислотой в целях удаления различных загрязняющих веществ и затем направляется во второй аппарат, где контактирует с водой, которая смывает с ТБФ уран и плутоний, переводя их снова в водную фазу (реэкстракция). Этим завершается первый цикл экстракции.

Во втором экстракционном цикле, или цикле разделения U-Pu, жидкая водяная фаза из первого цикла (после концентрирования в испарителе) опять направляется в экстракционно-промывной контактор (колонну). Загружаемая фаза (органический экстракт) подается в другую колонну, где уран отделяется от плутония путем контактирования органической фазы с водным раствором, содержащим агент-восстановитель (обычно применяется четырехвалентный уран). Четырехвалентный плутоний восстанавливается до трехвалентного состояния, в котором он менее подвержен экстракции ТБФ и, следовательно, может быть удален из колонны в водной фазе. Раствор плутония в азотной кислоте концентрируется, затем подвергается денитрации и превращается в сухой порошок двуокиси плутония PuO 2 . уран же удаляется из органической фазы в третьей колонне. Для полного извлечения уранового продукта используется два-три дополнительных цикла экстракции органическим растворителем.

Для очистки от продуктов деления (особенно от рутения) и концентрирования плутония требуется один дополнительный цикл экстракции с последующей обработкой на анионообменном реагенте.

Отходы, оставшиеся в азотной кислоте, выпаривают для концентрирования и хранения, очистки и возврата азотной кислоты в процесс.

Органический растворитель (ТБФ) на выходе из экстракционного процесса очищают от оставшегося урана. Плутония и продуктов деления, а также растворенных веществ, оказавшихся в ТБФ из-за химического и радиохимического повреждения органической фазы. Процесс очистки растворителя включает обычно щелочную и кислотную промывку. После очистки органический растворитель (сольвент) возвращается в процесс.

Циклы экстракции на перерабатывающих заводах позволяют выделить 98,5-99,5% урана и плутония, содержащихся в перерабатываемых твэлах, и достичь высоких коэффициентов очистки от продуктов деления. Существуют трудности в очистке рабочих растворов от циркония, ниобия и рутения. Радиоактивный изотоп 95 Zr (Т 1/2 = 65 сут.) образуется при делении урана тепловыми нейтронами с выходом 6,2%. Распадаясь, он превращается в 95 Nb (Т 1/2 =35 сут.), который, в свою очередь, превращается в стабильный 95 Mo. Эти элементы, как и уран, и плутоний, также экстрагируются ТБФ, образуя комплексные соединения, коллоиды, и сорбируются на твердых материалах. 103 Ru (Т 1/2 = 39,35 сут.) и 106 Ru (Е 1/2 = 1год) также имеют значительные выходы при делении урана тепловыми нейтронами (3 и 0,38% соответственно) и еще больший выход при делении быстрыми. Чтобы избавиться от этих «назойливых и вредоносных спутников», применяется ряд усложняющих и удорожающих технологию процессов, в том числе операции по предварительной очистке растворов, обязательное введение двух циклов экстракции как урана, так и плутония, дополнительная очистка на абсорбентах, а также посредством ионного обмена и др.

В первом цикле экстракции удается почти целиком избавиться от долгоживущих изотопов цезия, стронция, иттрия, а также редкоземельных элементов. Все они образуют в растворах азотной кислоты простые гидротированные ионы. Не вызывает особых затруднений очистка от стабильных нуклидов – продуктов коррозии стенок аппарата, компонентов оболочечных сплавов.

Отмывка уранилнитрата и нитрата плутония от ТБФ и вывод остаточных продуктов деления и продуктов разложения ТБФ производится с помощью водных растворов гидроокиси натрия, соды, азотной кислоты и других реагентов или методом водопаровой дистилляции. С помощью центробежных экстракторов достигается очень малое время контакта и разделения фаз, что способствует радиолизной устойчивости ТБФ при воздействии интенсивного облучения.

Завершающая стадия топливного цикла атомной энергетики – химическая переработка отработавшего ядерного топлива – на фоне бурного роста темпов строительства АЭС оказалась наиболее отставшей от уровня промышленного и технологического развития других стадий ядерного топливного цикла. Это связано с тем, что стоимость извлеченного из облученного топлива урана пока намного превышает его стоимость, при добыче, извлечении и обогащении. Плутоний нашел пока применение только в форме МОХ - топлива, производство которого существует во Франции.

Технические данные об основных радиохимических заводах зарубежных стран приведены в табл.19. В России переработка ОТВС ведется на производственном объединении (ПО) «Маяк».

Таблица 19

Технические данные заводов по переработке ОЯТ

*) - в конце 1976 г фирма NFS заявила об окончательном отказе от дальнейшей эксплуатации и реконструкции своего завода ввиду сейсмичности района Уэст-Валли и предстоящих больших затратах (~600 млн. долл.). В США работы по химической переработке топлива АЭС с 1977 г. были прекращены, и радиохимические заводы законсервированы на неопределенный срок. Однако продолжались научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы. Ведется сооружение федеральных долговременных хранилищ ОТВС. В настоящее время государственная программа развития ядерной энергетики США предусматривает возврат к промышленной переработке отработанного топлива.

**) - завод «Еврокемик» в Моле в 1979 г демонтирован.

***) - в ФРГ ряд лет ведутся острые дискуссии о допустимости, по соображениям безопасности и охраны окружающей среды, сооружения в стране радиохимических заводов и долговременных хранилищ радиоактивных отходов. До 2007 г Правительством ФРГ решение не принято.

Как и всякое другое производство, переработка топлива представляет определенную экологическую опасность. Особенности технологического процесса, с точки зрения образования экологически опасных отходов производства, могут быть рассмотрены на примере крупного завода спроектированного фирмой KEWA для переработки оксидного топлива реакторов PWR и BWR в Западной Германии. Его производительность 1400 т урана в год (около 5 тонн в сутки). Стандартное содержание плутония в ОТВС реакторов PWR и BWR не превышает 0,8%, а продуктов деления – 3% массы твэл (2,3·10 6 Ки/т). Большую часть топлива предполагается поставлять на завод в 120 тонных контейнерах. Время выдержки в бассейнах реакторов – 3 года. Предполагается использовать сухую выгрузку. Сборки размещаются в бассейнах на специальных стеллажах. Два бассейна на 700 т урана каждый рассчитаны на максимальный объем поставок топлива. Выделяемое тепло будет отводиться с помощью охлаждающих установок.

На первой стадии переработки ТВС будут разрезаться пресс-ножницами на куски длиной 20-50 мм, а затем топливо растворяться в кипящей азотной кислоте. Выделяющиеся при этом газообразные продукты деления будут отводиться на установку по очистке отходящих газов. Йод предполагается улавливать фильтром из неорганического материала, содержащего серебро. Для улавливания криптона запроектирован метод низкотемпературной ректификации. Оставшиеся после растворения топлива куски оболочек будут направляться прямо в хранилище твердых отходов, а мелкодисперсные (~ 1 мкм) нерастворимые частицы отфильтровывать и осветленный раствор подавать на экстракцию.

Запроектированная схема экстракции предусматривает следующие основные технологические пьюрекс-процессы. В трех циклах экстракции из раствора выделяют уран, плутоний и продукты деления. В первом цикле с применением нескольких ступеней пульсационных колонн отделяют продукты деления, а также разделяют уран и плутоний. Во втором и третьем циклах экстракции производят экстракционную очистку растворов нитратов уранила и плутония, которые затем поступают в промежуточное хранилище. Технологическая схема включает в себя вспомогательные процессы регенерации кислоты, очистки экстрагента, приготовления растворов химических реагентов и очистки газообразных отходов. Окончательная очистка урана происходит в селикагелевых колоннах. Затем раствор с высоким содержанием 235 U превращается прямо на заводе в UF 4 , пригодный для промежуточного хранения, который по мере необходимости используют для получения UF 6 . Сильнообедненный раствор урана выпаривают с последующим получением UO 3 , который хранится на территории завода до отправки на постоянное хранение.

Нитрат плутония сразу же после экстракции превращают в двуокись. Затем этот продукт можно направлять на установку по изготовлению топлива или в центральное хранилище плутония.

Для промежуточного хранения высокоактивных твердых отходов (куски оболочек, осадки) предназначены специальные хранилища. В дальнейшем эти отходы будут цементироваться и отправляться на постоянное хранение. Подобным образом будут обрабатываться прочие негорючие отходы после их предварительной очистки и измельчения. Горючие твердые отходы будут сжигаться, а остатки цементироваться и храниться в металлических емкостях. Для временного хранения жидких высокоактивных отходов будут использоваться резервуары из нержавеющей стали. После значительного снижения активности жидкие отходы будут отверждаться и подвергаться остекловыванию. Жидкие отходы средней активности (после извлечения органических компонентов и свободных кислот) будут концентрироваться и временно храниться в жидкой форме. Жидкие отходы низкой активности путем перегонки, концентрирования и химической обработки будут разделяться на фракцию, которую можно безопасно сбрасывать в окружающую среду, и кубовой остаток средней активности. 85 Kr, сжижаемый в процессе очистки газообразных отходов, будут хранить в герметичных баллонах. После значительного снижения активности в период временного хранения все отходы будут направляться в постоянное хранилище, размещенное в выработках соляного рудника. Численность персонала завода – 1000 человек. Некоторые значимые технические показатели завода приведены в табл.20.

Таблица 20

Технические характеристики проектного завода по переработке ОЯТ

Строительство такого завода обходится в несколько миллиардов долларов, цена переработки составляет несколько сот долларов за килограмм урана. Понятно, что средства от продажи урана и плутония, извлеченных при переработке топлива, при таких условиях покроют лишь часть расходов на саму переработку, обезвреживание и захоронение отходов. Поэтому переработку топлива реакторов на тепловых нейтронах следует рассматривать не как возможный источник дохода и прибыли, а скорее, как необходимый производственный процесс, обеспечивающий обезвреживание и удаление радиоактивных отходов, а также сохранение и увеличение сырьевых ресурсов за счет использования невыгоревшего урана и образующегося при облучении топлива плутония.

Наиболее активно занимается переработкой топлива среди западных стран Франция на радиохимическом заводе в м.Аг. Причем на этом заводе перерабатывается не только Французское топливо, но и с других стран (Япония, Германия).

Перспективы переработки в будущем связаны также с переработкой уран-плутониевого топлива быстрых реакторов.

Наряду с отработкой промышленных технологий переработки облученного топлива на опытных и опытно-промышленных установках и заводах в различных странах проводятся лабораторные исследования, направленные на улучшение отдельных стадий в технологии пьюрекс-процесса, поиск и испытание новых экстрагентов и разработку новых процессов переработки топлива. В перспективе ставится задача разработать технологию переработки облученного топлива, обеспечивающую:

· удаление актинидов из высокоактивных отходов, что позволит уменьшить время, в течение которого отходы остаются опасными с 25·10 4 до 10 3 лет;

· уменьшение объема отходов от переработки топлива в 20 раз по сравнению с современной технологией на основе пьюрекс-процесса;

· выделение благородных металлов, таких как палладий, родий и рутений.

Во всех странах, за исключением США, научные исследования проводятся в центрах, принадлежащих государственным органам управления и контроля над использованием атомной энергии. В США часть исследований передается частным фирмам по контрактам государства (под потранажем Департамента энергетики США).

МОСКВА, 20 ноя — РИА Новости. Предприятие госкорпорации "Росатом" "Горно-химический комбинат" (ГХК, Железногорск, Красноярский край) начал у себя пилотную переработку отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) российских АЭС по уникальным технологиям, не создающим рисков для окружающей среды, в промышленном масштабе такая "зеленая" переработка начнется на ГХК после 2020 года.

На изотопно-химическом заводе ГХК ранее был построен самый современный в мире пусковой комплекс опытно-демонстрационного центра (ОДЦ) по радиохимической переработке ОЯТ реакторов АЭС, в котором будут применяться новейшие, экологически чистые технологии так называемого поколения 3+. Пусковой комплекс позволит отработать технологические режимы переработки ОЯТ в полупромышленном масштабе. В перспективе на базе ОДЦ планируется создать крупномасштабный завод РТ-2 по регенерации отработавшего ядерного топлива.

Особенностью технологий, которые применят на ОДЦ, будет полное отсутствие жидких низкоактивных радиоактивных отходов. Таким образом, у российских специалистов появится уникальная возможность впервые в мире доказать на практике, что переработка ядерных материалов возможна без ущерба для окружающей среды. По мнению специалистов, этими технологиями сейчас не обладает никакая другая страна, кроме России. Строительство центра стало технологически самым сложным проектом за всю новейшую историю ГХК.

Первая в истории ГХК отработавшая топливная сборка реактора ВВЭР-1000 с Балаковской АЭС, хранившаяся на комбинате 23 года, помещена в одну из "горячих камер" ОДЦ — бокс для дистанционно управляемых работ с сильно радиоактивными веществами, сообщило в понедельник корпоративное издание российской атомной отрасли газета "Страна Росатом".

"Начинаем отрабатывать режимы (переработки ОЯТ). Сейчас главное — качественно отработать технологию, которая будет в базовой схеме завода РТ-2", — пояснил директор изотопно-химического завода ГХК Игорь Сеелев, слова которого приводит газета.

"Зеленые" технологии

Сначала проводится так называемое термохимическое вскрытие и фрагментирование отработавшей топливной сборки. Затем начинается волоксидация (от англ. volume oxidation, объемное окисление) — операция, которая отличает поколение 3+ 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.

После волоксидации топливо поступает на растворение и экстракцию. Уран и плутоний выделяются и возвращаются в топливный цикл в виде диоксидов урана и плутония, из них затем планируется изготавливать смешанное оксидное уран-плутониевое МОКС-топливо для реакторов на быстрых нейтронах и РЕМИКС-топливо для составляющих основу современной атомной энергетики реакторов на тепловых нейтронах.

Продукты деления кондиционируют, остекловывают и упаковывают в защитный контейнер. Жидких радиоактивных отходов при этом не остается.

После отработки новой технологии переработки ОЯТ ее масштабируют с целью применения на второй, полномасштабной очереди ОДЦ, которая станет промышленной основой замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Сейчас завершается строительство корпуса и второй очереди ОДЦ. Ожидается, что опытно-демонстрационный центр в промышленном масштабе заработает после 2020 года, а в 2021 году ГХК рассчитывает переработать уже десятки тонн отработавшего топлива реакторов ВВЭР-1000, сообщила "Страна Росатом" со ссылкой на генерального директора предприятия Петра Гаврилова.

В ядерном топливном цикле, как считается, за счет расширенного воспроизводства ядерного "горючего" существенно расширится топливная база атомной энергетики, а также появится возможность уменьшить объемы радиоактивных отходов благодаря "выжиганию" опасных радионуклидов. Россия, как отмечают эксперты, занимает первое место в мире в технологиях строительства реакторов на быстрых нейтронах, которые необходимы для осуществления ЗЯТЦ.

Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" 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.

Население планеты, как и его потребность в энергии, с каждым годом только растет, вместе с ценами на газ и нефть, переработка которых, кстати, имеет свои печальные и необратимые последствия для экологии земли. И атомная энергетика на сегодняшний день не имеет достойной альтернативы ни по таким параметрам, как рентабельность, ни по таким, как способность обеспечивать мировые энергетические потребности.

Не смотря на то, что звучат подобные утверждения весьма абстрактно, на практике, отказ от атомной энергии будет означать резкое подорожание таких необходимых для каждого вещей, как продукты питания, одежда, лекарства, удобная бытовая техника, образование, медицина, возможность свободно передвигаться по миру и очень многое другое. В такой ситуации наилучшее решение – направить усилия на то, чтобы сделать атомную энергию максимально безопасной и эффективной.

Не каждому известен такой факт: свежее ядерное топливо не представляет для человека никакой опасности. До повсеместного введения автоматизации производства, топливные таблетки диоксида урана забивали в стержни сборки вручную. Радиоактивность топлива возрастает в несколько миллионов раз после облучения в ядерном реакторе. Именно в этот момент оно становится опасным для человека и окружающей среды.

Как и любое производство, атомные электростанции образуют отходы. При этом, количество производимых АЭС отходов, по сравнению с другими отраслями промышленности значительно меньше, но из-за своей высокой опасности для окружающей среды, они требуют специального обращения. И тут необходимо уточнить некоторую путаницу между понятиями РАО (радиоактивные отходы) и ОЯТ (отработанное ядерное топливо), которая часто возникает в средствах массовой информации.

По российской классификации, под ОЯТ понимаются использованные топливные элементы, извлеченные из реактора. Проследим путь, по которому добываемый на рудниках природный уран превращается в ОЯТ. Как мы знаем, природный уран состоит из изотопов уран-235 и уран-238. Современные атомные станции работают на уране - 235. Но из-за низкого содержания 235 изотопа (всего 0,7%), для использования в качестве ядерного топлива, извлеченный из недр земли уран приходится обогащать до нескольких единиц процентов. Уран, используемый в реакторах, помещают в тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ), из которых собираются тепловыделяющие сборки в виде шестигранных стержней. Их и погружают в реактор до достижения критической массы. Перед запуском реактора, топливные стержни содержат 95% урана-238 и 5% урана-235. В результате работы реактора, на месте урана-235, возникают продукты деления – радиоактивные изотопы. Стержни извлекают, но уже в качестве отработанного ядерного топлива.

ОЯТ имеет богатый ресурсный потенциал. Во-первых, радиоизотопы отработанного топлива, которые можно химически извлечь, имеют широкое применение для медицинских и научных целей. И не только для медицинских – металлы платиновой группы, образующиеся в реакторе при делении урана, оказываются дешевле, чем те же металлы, полученные из руды. Во-вторых, в отработанном топливе содержится уран-238, который во всем мире рассматривается в качестве основного топливного элемента атомных станций будущего. Таким образом, переработанные ОЯТ становятся не только богатейшим источником для получения свежего ядерного топлива, но и решают экологические проблемы урановых месторождений: нет смысла разрабатывать урановые рудники, ведь уже на данный момент в России накоплено 22 тысячи тонн ОЯТ. При этом содержание в ОЯТ радиоактивных элементов, которые не подлежат переработке и нуждаются в надежном изолировании от окружающей среды, составляет всего 3%. Для справки: переработка 50 тонн отработанного ядерного топлива позволяет сэкономить 1,6 миллиардов кубометров природного газа или 1,2 миллиона тонн нефти.

Радиоактивные отходы (РАО) также содержат радиоизотопы. Разница заключается в том, что извлечь их не представляется возможным, либо затраты по их извлечению экономически не целесообразны. В данный момент, в зависимости от типа РАО, существует несколько способов обращения с радиоактивными отходами. Последовательность действий такова: для начала, снижается объем радиоактивных отходов. При этом для твердых РАО используется прессование или сжигание, для жидких – коагуляция и упаривание, переработка через механические или ионообменные фильтры. После обработки с использованием специальных тканевых или волоконных фильтров, уменьшается объем газообразных РАО. Следующий этап – иммобилизация, то есть помещение РАО в прочную матрицу из цемента, битума, стекла, керамики или других материалов, которые снижают вероятность выхода РАО в окружающую среду. Образовавшиеся массы помещают в специальные контейнеры и далее в хранилище. Заключительный этап – перемещение контейнеров с РАО в могильник.

По мнению ученых, наиболее эффективный на сегодня способ захоронения РАО – в стабильных геологических формациях земной коры. Такой способ обеспечивает эффективный изоляционный барьер на период от десятков тысяч до миллиона лет. Опубликованные в электронном бюллетене Европейского атомного общества результаты совместных исследований лаборатории Subatech во Франции и исследовательского центра SCK-CEN в Бельгии показали, что период, в течение которого блоки с ядерными отходами могут сохранить свою целостность, превышает 100 тысяч лет. К такому выводу пришли исследователи после произведения вероятностных оценок возможного растворения захороненных ядерных отходов открытого и замкнутого топливных циклов в течение различных периодов времени.

На состоявшейся недавно в Москве международной научно-практической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», также обсуждались насущные проблемы обращения с ОЯТ. В России на сегодняшний день хранением и переработкой ОЯТ занимается производственное объединение «Маяк» (г. Озерск, Челябинская область) и Горно-химический комбинат (г. Железногорск, Красноярский край), которые входят в состав комплекса ядерной и радиационной безопасности Госкорпорации «Росатом». Советник Госкорпорации «Росатом» И.В. Гусаков-Станюкович рассказал о ведомственной «Программе создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на 2011-2020 годы и на период до 2030 года». По его словам, сегодня из имеющихся 22000 тонн ОЯТ, большая часть находится на атомных станциях. При этом количество, которое вывозится на хранение в течение года, меньше, чем успевает вырабатывать за это время АЭС. И если ОЯТ с тех станций, на которых используются реакторы типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) перевозится на хранение на ФГУП «ГХК» или на переработку на ФГУП «ПО «Маяк», то главная проблема настоящего момента - это отработанное топливо реакторов РБМК (реактор большой мощности канальный), количество которого составляет 12,5 тысяч тонн. Недавно начало функционировать сухое хранилище ОЯТ РБМК на Горно-химическом комбинате, и весной 2012 года туда прибыл первый состав с ОЯТ Ленинградской АЭС. В дальнейшем, кондиционное ОЯТ с Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС будет направляться на ГХК, некондиционное ОЯТ – на ПО «Маяк».

Реализация программы создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ, к 2018 году позволит увеличить объем ежегодного вывоза ОЯТ с площадок АЭС, который превысит ежегодную наработку отработанного ядерного топлива в 1,5 раза. А к 2030 году все 100% ОЯТ реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000 будут размещены для длительного централизованного хранения на площадке ГХК, после чего основной специализацией ГХК станет производство МОКС-топлива. Что касается планов на ОЯТ реакторов ВВЭР-440 и БН-600, а также транспортных и исследовательских реакторов – переработкой этих ОЯТ займутся на ПО «Маяк». Исключение составит Билибинская АЭС, транспортировать ОЯТ которой на централизованные пункты переработки нецелесообразно из-за географической удаленности, поэтому оно будет захоронено на месте.

Топливо, побывавшее в ядерном реакторе, становится радиоактивным, т. е. опасным для окружающей среды и человека. Поэтому обращение с ним осуществляется дистанционно и с применением толстостенных упаковочных комплектов, позволяющих поглотить испускаемое им излучение. Однако кроме опасности отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) может приносить и несомненную пользу: оно является вторичным сырьем для получения свежего ядерного топлива, поскольку содержит уран-235, изотопы плутония и уран-238. Переработка ОЯТ позволяет уменьшить вред, наносимый окружающей среде в результате разработки урановых месторождений, так как свежее топливо фабрикуется из очищенного урана и плутония - продуктов переработки облученного топлива. Более того, из ОЯТ выделяются радиоактивные изотопы, используемые в науке, технике и медицине.

Предприятия по хранению и/или переработке ОЯТ - Производственное объединение «Маяк» (г. Озерск, Челябинская область) и Горно-химический комбинат (г. Железногорск, Красноярский край) входят состав комплекса ядерной и радиационной безопасности Госкорпорации «Росатом». На ПО «Маяк» ведется переработка отработавшего ядерного топлива, а на Горно-химическом комбинате завершается строительство нового «сухого» хранилища для ОЯТ. Развитие ядерной энергетики в нашей стране, по-видимому, повлечет за собой и увеличение масштабов предприятий по обращению с ОЯТ, тем более, что стратегии развития атомного энергопромышленного комплекса России подразумевают реализацию замкнутого ядерного топливного цикла с использованием очищенного урана и плутония, выделенных из ОЯТ.

На сегодняшний день заводы по переработке ОЯТ действуют лишь в четырех странах мира - России, Франции, Великобритании и Японии. Единственный действующий завод в России - РТ-1 на ПО «Маяк» - имеет проектную производительность 400 тонн ОЯТ в год, хотя сейчас его загрузка не превышает 150 тонн в год; завод РТ-2 (1500 тонн в год) на Горно-химическом комбинате находится в стадии замороженного строительства. Во Франции сейчас эксплуатируется два таких завода (UP-2 и UP-3 на мысе Ла Аг) с общей производительностью 1600 тонн в год. Кстати, на этих заводах перерабатывается не только топливо французских АЭС, заключены многомиллиардные контракты на его переработку с энергокомпаниями Германии, Японии, Швейцарии и других стран. В Великобритании действует завод «Торп» («Thorp») мощностью 1200 тонн в год. В Японии эксплуатируется предприятие, расположенное в Роккасе-Мура, производительностью 800 тонн ОЯТ в год; есть также опытный завод в Токаи-Мура (90 тонн в год).
Таким образом, ведущие мировые ядерные державы придерживаются идеи «замыкания» ядерного топливного цикла, которое постепенно становится экономически выгодным в условиях удорожания добычи урана, связанной с переходом к разработке менее богатых месторождений с низким содержанием урана в руде.

ПО «Маяк» также выпускает изотопную продукцию - радиоактивные источники для науки, техники, медицины и сельского хозяйства. Производством стабильных (нерадиоактивных) изотопов занимается Комбинат «Электрохимприбор», выполняющий, в том числе, и гособоронзаказ.

ЖЖ-пользователь uralochka пишет в своем блоге: Побывать на «Маяке» мне хотелось всегда.
Шутка ли, это место которое является одним из самых наукоемких предприятий России, здесь
был в 1948 году запущен первый атомный реактор в СССР, специалистами ПО «Маяк» был выпущен
плутониевый заряд для первой советской ядерной бомбы. Когда то Озерск назывался
Челябинском-65, Челябинском-40, с 1995 года он стал Озерском. У нас в Трехгорном,
некогда Златоусте-36, городе который также является закрытым, Озерск всегда называли
«Сороковкой», относились с уважением и трепетом.

Это сейчас можно о многом прочитать в официальных источниках, а еще больше в неофициальных,
а было время когда даже примерное расположение и название этих городов хранились в строжайшей
тайне. Помню как мы с моим дедом Яковлевым Евгением Михайловичем, ездили на рыбалку, дак на
вопросы местных - откуда мы, дед всегда отвечал, что из Юрюзани (соседний городок с Трехгорным),
а на въезде в город не было никаких знаков кроме неизменного «кирпича». У деда был один из
лучших друзей, звали его Митрошин Юрий Иванович, я его почему то все детство звал не иначе
как «Ванализ», не знаю почему. Помню, как то я поинтересовался у моей бабушки, а почему,
Ванализ, такой лысый, ведь не единой волосинки? Бабушка, тогда, шепотом объяснила мне,
что Юрий Иванович служил в «сороковке» и ликвидировал последствия большой аварии в 1957,
получил большую дозу радиации, порядком подпортил себе здоровье, и волосы у него больше не растут…

…А теперь спустя много лет я, как фотокорреспондент еду снимать тот самый завод РТ-1 для
агентства «Фото ИТАР-ТАСС». Время меняет все.

Озерск - город режимный, въезд по пропускам, моя анкета больше месяца была на проверке и
вот все готово, можно ехать. Встретили меня сотрудники пресс-службы на КПП, в отличии от
наших тут есть нормальная компьютеризированная система, заезжай с любого КПП, выезжай так
же с любого. После этого мы проехали до административного здания пресс-службы, там я оставил
свою машину, мне посоветовали оставить и мобильный, потому что на территории завода с
мобильными средствами связи находится запрещено. Сказано сделано, едем на РТ-1. На заводе
долго маялись на КПП, как то не сразу нас пропустили со всей моей фототехникой, но вот оно
случилось. Нам дали сурового мужчину с черной кобурой на поясе и в белой одежде. Мы встретились
с администрацией, нам сформировали целую команду провожатых и мы двинули в сан. пропускник.
К сожалению, внешнюю территорию завода, и какие либо охранные комплексы фотографировать
строго запретили, по этому все это время моя камера пролежала в рюкзаке. Вот этот кадр я
снял уже в самом конце, здесь условно начинается «грязная» территория. Разделение это
действительно условно, но соблюдается очень строго, именно это позволяет не растаскивать
радиоактивную грязь по всей окрестности.

Сан. пропускник раздельный, женщины с одного входа, мужчины с другого. Мне мои спутники
показали на шкавчик, сказали снимай все (совсем все), одевай резиновые шлепки, закрывай
шкафчик и двигай вон к тому окошку. Так я и сделал. Стою абсолютно голый, в одной руке у
меня ключ, в другой рюкзак с камерой, а женщина из окошка, которое почему то находится
слишком низко, для такого моего положения интересуется какой у меня размер обуви. Долго
смущаться не пришлось, мне оперативно выдали что то вроде подштанников, легкой рубашки,
комбинезона и обувь. Все белое, чистое и очень приятное на ощупь. Оделся, прицепил к
нагрудному кармашку таблетку дозиметра и почувствовал себя увереннее. Можно выдвигаться.
Ребята меня сразу проинструктировали, что рюкзак на пол не ставить, лишнего не трогать,
фотографировать только то что позволят. Да без проблем - говорю, рюкзак мне еще рано
выкидывать, а проблемы секреты мне тоже не нужны. Вот место где одевается и снимается
грязная обувь. В центре чисто, по краям грязно. Условный порог территории завода.

По территории завода мы перемещались на небольшом автобусе. Внешняя территория без особых
прикрас, блоки цехов связанные галереями для прохода персонала и передачи химии по трубам.
С одной стороны идет большая галерея для забора чистового воздуха из соседнего леса. Это
сделано для того чтобы люди в цехах дышали внешним чистым воздухом. РТ-1 является лишь
одним из семи заводов ПО «Маяк», его назначение прием и переработка отработанного ядерного
топлива (ОЯТ). Это цех с которого все начинается, сюда приходят контейнеры с ОЯТ.
Справа вагон с открытой крышкой. Специалисты отвинчивают верхние винты специальным
оборудованием. После этого из этого помещения все удаляются, закрывается большая дверь
толщиной около полуметра (к сожалению режимщики потребовали снимки с ней удалить).
Дальнейшая работа идет кранами, которые управляются удаленно через камеры. Краны снимают
крышки и извлекают сборки с ОЯТ.

Кранами сборки переносятся вот в эти люки. Обратите внимание на кресты, они нарисованы,
чтобы проще было позиционировать положение крана. Под люками сборки погружаются в
жидкость - конденсат (попросту говоря в дистиллированную воду). После этого сборки на
тележках перемещаются в соседний бассейн, который является временным складом.

Не знаю точно как это называется, но суть понятна - простое приспособление, чтобы не
перетаскивать радиоактивную пыль из одного помещения в другое.

Слева, та самая дверь.

А это то самое смежное помещение. Под ногами сотрудников находится бассейн, с глубиной от 3,5 до 14
метров заполненный конденсатом. ? Еще там видны два блока с Белоярской АЭС, длина их 14 метров.
Называются АМБ - «Атом мирный большой».

Когда смотришь между металлических плит, видишь примерно вот такую картину. Под конденсатом
виднеется сборка топливных элементов от судоходного реактора.

А вот эти сборки только пришли с АЭС. Когда выключили свет, они светились бледно синим свечением.
Очень впечатляюще. Это Черенковское свечение, о сути этого физического явления можно почитать в википедии.

Общий вид цеха.

Идем дальше. Переходы между отделами по коридорам с тусклым желтым светом. Под ногами достаточно
специфичное покрытие, закатанное на все углы. Люди в белом. В общем я как то сразу «Черную Мессу»
вспомнил))). Кстати, про покрытие, очень разумное решение, с одной стороны так удобнее мыть,
ничего нигде не застрянет, и самое главное, в случае любой утечки или аварии, грязный пол можно
легко демонтировать.

Как мне пояснили дальнейшие операции с ОЯТ идут в закрытых помещениях в автоматическом режиме.
Всем процессом, когда то управляли вот с этих пультов, а сейчас все происходит с трех терминалов.
Каждый из них работает на своем автономном сервере, все функции дублируются. В случае отказа всех
терминалов оператор сможет завершить процессы с пульта.

Вкратце о том что происходит с ОЯТ. Сборки разбираются, начинка извлекается, распиливается на
части и помещается в растворитель (азотная кислота), после этого растворенное отработанное топливо
проходит целый комплекс химических преобразований, от туда извлекается уран, плутоний, нептуний.
Не растворимые части, которые не подлежат переработки прессуются и остекленяются. И хранятся на
территории завода под постоянным наблюдением. На выходе после всех этих процессов формируется
готовые сборки уже «заряженные» свежим топливом, которое производят здесь же. Таким образом Маяк
осуществляет полный цикл по работе с ядерным топливом.

Отдел по работе с плутонием.

От активных элементов оператора защищает восемь слоев освинцованного 50 мм стекла. Манипулятор
связан исключительно электрическими связями, никаких «дырок» соединяющих с внутренним отсеком нет.

Мы переместились в цех, который занимается отгрузкой готовой продукции.

Желтый контейнер предназначен для перевозки готовых топливных сборок. На переднем плане крышки от контейнеров.

Внутренности контейнера, сюда по видимому, монтируются твэлы.

Крановщик, управляет краном с любого удобного ему места.

По бокам цельнонержавеющие контейнеры. Как мне объяснили таких всего 16 в мире.