Развитие атомной энергетики большого масштаба ограничено ресурсным потенциалом ископаемого топлива. В природе есть только один #изотоп – уран-235, который хорошо делится нейтронами любых энергий, что позволяет организовать самоподдерживающуюся цепную реакцию, но его содержание в природном уране невелико, всего 0.72%. Многочисленные системные исследования перспектив развития атомной энергетики и ее потребностей в топливе показывают, что рассчитывая только на ресурс природного урана- 235, говорить о крупномасштабном развитии отрасли нет оснований [1]. Для надежного решения топливной проблемы крупномасштабной энергетики потребуется конвертировать сырьевые тяжелые изотопы уран-238 или #торий-232 в делящиеся #плутоний-239 или #уран-233. Количество сырьевых изотопов в природе в сотни раз больше по сравнению с ураном-235, и если осуществить такую конверсию изотопов, то сырьевая база атомной энергетики позволит удовлетворить практически любые потребности.
Для перевода сырьевого изотопа в делящийся необходимо реализовать ядерную реакцию, в которой сырьевой изотоп захватит один нейтрон. Нейтроны в большом количестве образуются при делении тяжелых ядер одновременно с осколками разделившегося ядра. Количество нейтронов, высвобождающихся при делении ядер, оказывается достаточным, чтобы провести следующее деление, скомпенсировать непроизводительные потери и некоторое их количество еще остается для конверсии сырьевых изотопов в делящиеся. В реакторах на тепловых нейтронах, в идеале, можно добиться, чтобы количество нейтронов, предназначенных для конверсии, равнялось количеству разделившихся ядер. Такой топливный цикл означает, что коэффициент конверсии в реакторе близок к единице. В реакторах на быстрых нейтронах можно получить расширенное воспроизводство топлива и получить в процессе облучения топлива даже больше новых ядер делящихся изотопов, чем количество разделившихся. Теоретический максимум коэффициента конверсии в быстрых реакторах около 2. На практике, конечно, такие величины конверсии и в тепловых, и в быстрых реакторах получить не удается. В настоящее время коэффициент конверсии в тепловых реакторах около 0.6. В проектируемых быстрых реакторах вообще предполагают, что удачным вариантом для атомной энергетики будущего будет значение коэффициентом воспроизводства близкое к единице. Эти реакторы будут производить новое искусственное топливо только для самих себя, постепенно заменяя собой все другие реакторы.
Сейчас в структуре атомной энергетики присутствуют только реакторы на тепловых нейтронах, суммарная мощность которых около 400 ГВт(эл). Есть один #реактор на быстрых нейтронах, он находится в России, это – реактор БН-800, но пока он работает на топливе из обогащённого урана, и его нельзя рассматривать в качестве прототипа будущего быстрого реактора, призванного заместить собою уже существующие мощности.
Из-за преобладания в существующей атомной энергетической системе реакторов на тепловых нейтронах, очевидно, что переход к структуре с доминированием быстрых реакторов будет длительным. Для переходного этапа больше говорят о двухкомпонентной структуре атомной энергетики, когда в ней будут присутствовать и быстрые, и тепловые реакторы. Предполагается, что на этом этапе из ОЯТ тепловых реакторов, который сейчас находится преимущественно в хранилищах, после химической переработки будет выделен плутоний, и из него сформируют стартовые загрузки быстрых реакторов будущей атомной энергетики. По мере исчерпания ресурсов плутония из ОЯТ тепловых реакторов начнется и переработка ОЯТ быстрых реакторов, который в отдаленной перспективе обеспечит их самостоятельно наработанным топливом.
Масштаб переработки и интенсивность вовлечения в него ОЯТ зависит от многих факторов и, конечно, в первую очередь, от темпов развития энергетики. Опыт переработки ОЯТ начал формироваться очень давно, когда решались задачи создания ядерного оружия [2]. В те годы перерабатывалось облученное топливо с малым выгоранием и небольшой нормой накопления продуктов деления. Важно, что выделение плутония проходило из топливных элементов, исходный состав которых практически полностью состоял из сырьевого изотопа урана-238, и в этих твэлах было очень мало продуктов деления.
Гражданское использование ОЯТ и экстракция из него полезных изотопов реализовывалась в разных странах, но большой практики пока не приобрела [3]. Более того, многие из предприятий по переработке ОЯТ к настоящему времени остановлены. Такое положения дел преимущественно объясняют экономическими причинами, когда при достатке природного урана делящиеся изотопы, полученные из переработанного ОЯТ, существенно удорожают топливо. По всей видимости, этот недостаток переработки ОЯТ с целью использования накопленных в нем делящихся изотопов будет преодолен. Однако, есть и другие физические причины, способные привести к существенным ограничениям в переработке ОЯТ.
На наш взгляд приемлемость переработки в больших масштабах ОЯТ из реакторов деления в будущей энергетике вызывает сомнение по причине, связанной с распространением и накоплением радиоактивности вне контролируемых каналов ее распределения после переработки. Поясним существо высказанной озабоченности.
Все схемы переработки #ОЯТ предполагают образование нескольких каналов размещения, выделенных при переработке ОЯТ, стабильных и нестабильных изотопов. После того как тепловыделяющий элемент переведен в форму, позволяющую извлекать заданные изотопы или их группы с использованием химических реактивов или иным способом, происходит их разделение по следующим каналам. В первом канале собираются химические элементы топливного цикла. В него попадает большая часть тяжелых делящихся и неделящихся изотопов. Второй канал предназначается для концентрации продуктов деления и, возможно, некоторых нестабильных изотопов. Они после остекловывания будут отправлены на окончательное захоронение. Оба канала содержат большую часть всех химических элементов, присутствующих в ОЯТ, поступившем на переработку. Будем считать, что с изотопами, попавшими в эти два канала, обращаются настолько аккуратно, что никакой утечки радиоактивности из них нет, и для окружающей среды они безопасны. Однако, остается еще один канал, который формируется из так называемых безвозвратных потерь. В этот канал попадает очень небольшое количество практически всех химических элементов, содержащихся в ОЯТ. Попадают в этот канал элементы по самым разнообразным причинам. #Безвозвратные потери могут образоваться в результате попадания радиоактивных изотопов на полы и стены рабочих помещений, наружные поверхности оборудования, технологические каналы, печи, тигель, формы и т.д. [4]. Сюда же, вероятно, следует отнести и небольшие инциденты на предприятии, приводящие к небольшим потерям ОЯТ в самых разнообразных формах.
Термин безвозвратные потери указывает на то, что эти потери неподвластны технологическому контролю, они образуются в процессе переработки ОЯТ и дальнейшее их местоположение, строго говоря, не известно, установить его точно и взять под контроль не представляется возможным. Либо их можно контролировать, но их плотность в зафиксированных местах настолько мала, что заниматься их экстракцией очень дорого. При существовании экономически разумной возможности их контроля и изоляции такие потери нельзя было бы классифицировать как безвозвратные.
Величина безвозвратных потерь невелика, но они присутствуют практически на всех производствах, где осуществляется экстракции элементов или их разделение. По здравому рассуждению можно обоснованно предположить, что безвозвратные потери существуют всегда, в любых технологических процессах, где происходит воздействие на исходную форму материальных компонентов. Они могут быть большими или малыми, но так, чтобы они были равны нулю, скорее всего, быть не может.
Определить численно величину безвозвратных потерь с высокой точностью сложно, и если такая задача и будет поставлена, то ее решение будет весьма и весьма затратным. Кроме того, надеяться на получение достоверного результата можно будет только на действующем производстве. Что касается проектов, реализующих новые технологии, остается одно - пользоваться экспертными оценками. Сейчас считается, что безвозвратные потери нестабильных продуктов деления в процессе переработки ОЯТ составляют величину немногим менее 1%. В работе [5] приведены расчетные оценки по экстракции разных изотопов из ОЯТ на разных стадиях переработки. Используя таблицы, приведенные в этой работе, можно оценить среднюю величину безвозвратных потерь, здесь она составляет 0.5%. Есть разные взгляды на величину безвозвратных потерь при переработке ОЯТ. В расчете на перспективу полагают, что их величина будет не более 0.1%. Будем ориентироваться на эти цифры.
Большинство радиоактивных изотопов, образующихся в процессе нейтронного облучения, нестабильны и имеют длительный период полураспада. Например, один из наиболее неприятных, в смысле радиационной опасности Sr-90 (стронций-90), имеет период полураспада 28.78 лет. Если предположить, что в процессе переработки ОЯТ его безвозвратные потери составят 0.1%, то его количество, попадающее в канал безвозвратных потерь, будет постепенно нарастать и через некоторое время достигнет равновесного состояния. После чего скорость его поступления сравняется со скоростью распада и установится равновесное состояние, характеризуемое постоянной радиоактивностью. При потерях 0.1% это равновесное количество стронция-90 будет более 4% от его количества, находящегося в годовом объеме переработанного ОЯТ. Еще раз подчеркнем, что в потери ежегодно будет поступать только 0.1% от количества стронция-90 в перерабатываемом ОЯТ. Уравнение накопления стронция в канале безвозвратных потерь будет иметь вид:
Решением этого уравнения является простая зависимость (2) накопления количества радиоактивного стронция-90 по каналу безвозвратные отходы. Примерно через три периода полураспада изотопа (около 100 лет) значение скобки, содержащей экспоненту, уже будет мало отличаться от единицы, и для оценок можно пользоваться равновесным значением количества стронция (3).
Численно это количество будет в 40 раз большее количества стронция, попадающего в потери при переработке ОЯТ. Таким образом, если безвозвратные отходы составят 0.1%, переработка ежегодных выгрузок реакторов ВВЭР-1000 приведет к накоплению годовой активности по Sr-90 в безвозвратных потерях 4.8*10^15 Бк. Рассчитывается эта величина очень просто. При работе реактора мощностью 1 ГВт(э) в течение года сгорает примерно 1 тонна делящегося изотопа. Выход Sr-90 составляет около 6%. Его количество в годовой выгрузке будет примерно 23 кг. Активность 1 грамма Sr-90 5.2*10^12 Бк/грамм. Активность в годовом ОЯТ равна 1.2*10^17 Бк. В потери попадает 1.2*10^14. Равновесное состояние в канале безвозвратные потери в 40 раз больше, 4.8*10^15Бк. Это означает, что через сто лет сложится ситуация, когда после переработки ОЯТ из 25 реакторов #радиоактивность одного расположится в безвозвратных потерях. Говорят, что при аварии в Чернобыле было потеряно 10% топлива, тогда масштаб радиационной нагрузки от безвозвратных потерь обоснованно следует считать недопустимым.
Сейчас модно измерять активность в единицах активности природного урана, выкопанного из земли с сопутствующими изотопами векового равновесия. Для реактора ВВЭР годовая потребность в природном уране составляет примерно 180 т природного урана. Его активность «при соизвлечении из руды вместе с ним долгоживущих членов радиоактивных семейств 238U (230Th, 228Ra) и 235U» будет равна 3.46*10^13Бк. (1.92*10^11 Бк/т [6]). Приведенные цифры означают, что после достижения равновесного количества Sr-90 в безвозвратных отходах или близкого к нему, а это около ста лет, радиационный фон только от этого изотопа будет более чем в 100 раз превышать радиационный фон от урана, извлеченного из земли.
Примерно такая же активность, 5.65*10^15 Бк, будет и от накопления в безвозвратных отходах Cs-137 (цезия). Суммарно оба этих изотопа обеспечат возрастание радиационного фона по сравнению с природным ураном почти в 300 раз.
Очевидно, что для изотопов с более длинным периодом полураспада равновесная концентрация в безвозвратных отходах будет больше. В безвозвратные отходы будут поступать не только нестабильные продукты деления, но и тяжелые изотопы топливного цикла уран, плутоний и др. За сто лет работы предприятий по переработке ОЯТ ВВЭР в безвозвратных потерях будет накоплено около 10% плутония, выделяемого при годовой переработке. В ОЯТ ВВЭР содержится всего около 1.2% плутония. В том случае, когда переработке будет подвергнут ОЯТ из активной зоны быстрых реакторов, в котором содержание плутония около 15%, количество плутония в безвозвратных потерях будет составлять более 150% от его количества, выделенного при годовой переработке. По мере работы ядерной энергетической системы только за счет безвозвратных отходов будут вне контроля накоплены тонны плутония и большое количество радиоактивных изотопов.
Рассуждения о том, что со временем активность каждой порции топлива, выгруженного из реактора, будет снижаться, очевидна, но при этом активность всей суммы этих порций, к сожалению, будет только расти, и достигнет большого масштаба.
В настоящее время фоновые значения глобального радиационного загрязнения составляют постронцию-90 0.045, по цезию-137-0.08 по плутонию-239-0.005 Kи/км2 [7]. Для атомной энергетической системы мощностью 1000 ГВт(эл), это скромный масштаб всего в два раза больше современного, в которой реализована переработка ОЯТ, глобальное радиационное загрязнение существенно увеличится на следующие величины: по стронцию-90 до 0.248, по цезию-137 до 0.55, по плутонию – 0.0091 Kи/км2. Загрязнение по плутонию в данном случае рассчитано в предположении, что перерабатывается только ОЯТ ВВЭР, в котором плутония всего 1.2%, при переработке ОЯТ быстрых реакторов это значение следует увеличить.
Обсуждение.
Уже многие десятилетия проблема переработки ОЯТ, которая призвана обеспечить надежную сырьевую базу крупномасштабной атомной энергетики, является предметом обсуждения в кругах научного и инженерного сообщества атомной отрасли. В то же время найти в литературе подробное рассмотрение вопросов, связанных с безвозвратными потерями, их формированием, распространением, влиянием на радиационную обстановку, к сожалению, не удалось. Вполне возможно, что исследователи априори считают этот вопрос малозначимым, а, возможно, достоверная информация о потерях представляет собой коммерческую тайну и не подлежит публичному обсуждению.
Можно согласиться с тем, что основные каналы переработки ОЯТ, как и предполагают разработчики технологий, обеспечат надежные барьеры на пути распространения радиоактивности в окружающую среду. Но этого, к сожалению, не достаточно, чтобы избежать радиоактивного загрязнения окружающей среды по каналу безвозвратных потерь. Радиационная опасность, обусловленная им, ведет к накоплению радиоактивности в большом масштабе, и пока нет обоснованных аргументов, чтобы пренебречь этой составляющей радиоактивного загрязнения окружающей среды.
Нет экспериментальных подтверждений, позволяющих утверждать, что безвозвратные потери рано или поздно попадут в окружающую среду. Но сам факт их наличия и нацеленность на неприятие мер по извлечению из них радиоактивных изотопов, указывает на то, что в конечном итоге все они будут рассеяны в окружающем пространстве. На начальном этапе эта радиоактивность, по всей видимости, разместиться в небольших количествах с низкой плотностью в местах, возможно, не всегда доступных радиационному контролю, или там, где этот контроль не будет вызывать нормативных опасений, или в местах, где вообще никакого контроля не будет. Обширность треков циркуляции радиоактивных изотопов в процессе переработки, гарантирует появление таких мест. Именно по этой причине и возникает такая позиция как безвозвратные отходы. По мере продолжения переработки ОЯТ, количество таких объектов и мест, где будут оседать нестабильные изотопы, будет расти. Учитывая большие сроки эволюции нестабильных изотопов в стабильные, можно с большим основанием полагать, что сами здания и оборудование в них, будут демонтированы или заменены, часть таких объектов будет разрушаться. В действие вступят естественные природные процессы миграции химических элементов в природе.
Если бы масштаб этих потерь был настолько мал, что создавал дополнительную радиационную нагрузку сопоставимую с типичной для окружающей среды, можно было бы рассчитывать на понимание со стороны общественности и одобрение реализации проектов замыкания топливного цикла. Однако, в сложившейся ситуации, когда при самых оптимистических предположениях получается негативный результат в сотни раз увеличивающий глобальную радиационную нагрузку на окружающую среду, говорить о приемлемости масштабного развития атомной энергетики в такой конфигурации нет оснований.
Это тем более справедливо, что реальная современная практика технологий переработки ОЯТ, сопровождается большими безвозвратными потерями, которые оцениваются в процентной шкале. В реальной практике можно ожидать, что формирование замкнутого топливного цикла с переработкой ОЯТ реакторов деления ориентируется на рост радиационной нагрузки на окружающую среду в тысячу и более раз по сравнению с современным уровнем.
Авторам этой статьи при обсуждении результатов в частных беседах пришлось столкнуться с такой позицией, что безвозвратные потери, хотя они и существуют, но они никогда не попадут в окружающую среду. Причем, какого-либо обоснования при этом не приводится. По их мнению, такую позицию следует принимать без обсуждения. С этим можно было бы и согласиться, но в случае, когда масштаб радиационно негативных последствий крупномасштабной переработки высокоактивного ОЯТ велик, закрывать на это глаза не получиться, тем более, что процесс распространения радиоактивности, несомненно, будет носить глобальный характер.
Радиационная опасность даже для малых потерь 0.1%, оказывается неприемлемо большой. А ведь технологии такого порядка еще только предстоит создать и надо будет обосновать достоверность заявленных цифр, чтобы снизить уровень радиационной нагрузки до приемлемого уровня, потери надо будет сократить еще в сто раз и более. Это невозможно.
Другой вариант – перерабатывать топливо с низкой активностью, хотя бы такой, как это делалось во времена «атомного проекта». Примерно через 200 лет выдержки на переработку будет поступать ОЯТ с содержанием наиболее опасных нестабильных изотопов в сто раз меньше. К сожалению, такой топливный цикл совершенно неприемлем для быстрых реакторов. Длительное охлаждение ОЯТ, по сути, означает работу в открытом топливном цикле, а это увеличит расход природного урана, по сравнению с современными тепловыми реакторами, примерно в три раза.
Промежуточный итог обсуждения следующий. Есть достаточно оснований утверждать, что организация замкнутого топливного цикла на основе переработки ОЯТ из реакторов деления не может служить основой для формирования топливной базы крупномасштабной атомной энергетики по причине неприемлемо большой радиационной нагрузки на окружающую среду.
Причиной появления большой радиоактивности в потерях является переработка высокоактивного ОЯТ, в котором новые делящиеся изотопы находятся рядом с продуктами деления. А это обстоятельство связано с тем, что большое количество нейтронов получается в результате деления тяжелых ядер. Если нейтроны получать иным способом, то проблема радиоактивных потерь не будет стоять так остро. Например, в качестве источника нейтронов можно рассмотреть термоядерный реактор. Накопление новых делящихся изотопов будет происходить в его банкете, где будет расположен торий-232. В этом случае при одинаковой мощности установок реактора деления и термоядерного реактора производство нейтронов в термоядерном реакторе будет на порядок больше, следовательно, наработка нового делящегося изотопа уран-233 будет на порядок больше в сравнении с реактором деления. Кроме этого, радиоактивность ОЯТ в расчете на одно ядро нового делящегося изотопа, вызванная продуктами деления тяжелых ядер будет более чем в сто раз меньше в сравнении с ОЯТ реакторов деления [8, 9].
В новой конфигурации гибридные термоядерные реакторы будут использоваться для производства топлива из ториевого сырья, реакторы деления – для производства энергии. Такая ядерная энергетическая система будет способна преодолеть две главных трудности: обеспечит атомную энергетику искусственным топливом в требуемом количестве и сделает это без переработки ОЯТ из реакторов деления [10, 11]. Выделение новых делящихся изотопов из банкета термоядерного реактора будет сопровождаться высвобождением радиоактивности в сто раз меньшим, в расчете на одно новое ядро, в сравнении с аналогичной величиной при переработке ОЯТ реакторов деления. В эквиваленте это означает, что в варианте термоядерного источника нейтронов для производства топлива безвозвратные потери составят 1.0*10^-5.
Литература
1. IAEA TECDOC-1434 Methodology for the Assessment of Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles (отчет МАГАТЭ), Report of Phase 1B (first part) of the International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles (INPRO). – 2004.
2. «На атомной волне»: Советский атомный проект - решающая предпосылка взлёта физики // Научное сообщество физиков СССР. 1950—1960-е годы. Документы, воспоминания, исследования / Составители и редакторы В. П. Визгин и А. В. Кессених. — СПб.: издательство РХГА, 2005. — Т. I. — С. 25. — 720 с.
3. Uranium 2018:Resources, Production and Demand OECD 2018 NEA No. 7413 p. 93-97
4. Пятый национальный доклад российской федерации о выполнении обязательств, вытекающих из объединенной конвенции о безопасности обращения с радиоактивными отходами. К шестому совещанию по рассмотрению в рамках Объединенной безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами Москва 2017
5. Разработка алгоритма оценки радионуклидного состава остеклованных ВАО ФГУП «ПО Маяк» для цели их безопасного захоронения М. Б. Ремизов, П. В. Козлов, В. П. Борисенко, И. И. Дементьева, П. А. Блохин, А. А. Самойлов Радиоактивные отходы № 3 (4), 2018 с. 102-110
6. Адамов Е.О, Ганев И.Х., Орлов В.В., Достижение радиационной эквивалентности при обращении с радиоактивными отходами ядерной энергетики, Атомная энергия, т.73, вып.1 июль 1992
7. Основы радиационной экологии Ю.А. Александров Учебное пособие. – Йошкар-Ола: Мар. гос. ун-т, 2007.
8. Велихов Е.П., Ковальчук М.В., Азизов Э.А., Игнатьев В.В., Субботин С.А., Цибульский В.Ф. Гибридный термоядерный реактор для производства ядерного горючего с минимальным радиоактивным загрязнением топливного цикла, ВАНиТ, сер Термоядерный синтез, 2014 т.37 вып-4 стр. 5-12
9. В.Ю. Бландинский, В.Д. Давиденко, А.С. Зинченко, А.В. Моряков, Е.В. Родионова, Б.К. Чукбар, В.Ф. Цибульский, Энергетические перспективы термоядерной энергетики, Атомная Энергия,2020, Том 128 №1,стр. 37-40
10. Велихов Е.П., Ковальчук М.В., Азизов Э.А., Игнатьев В.В., Субботин С.А., Цибульский В.Ф. Термоядерный источник нейтронов для производства ядерного топлива, Атомная энергия, т.114, вып.3.стр 160-165, 2013
11. Е.П. Велихов, В.Д. Давиденко, В.Ф. Цибульский Заметки о будущем ядерной энергетики, ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез,2019, т. 42, вып. 1, с. 5-14.