Перспективы масштабного развития атомной #энергетики обычно связывают с реализацией программы #замыкания топливного цикла, эффективного обращения с #ОЯТ и надёжной изоляцией радиоактивных отходов. Придание такой высокой значимости процессу обращения с ОЯТ очевидно. Природные запасы относительно дешевого урана невелики, порядка 20 млн. тонн. Этих запасов достаточно для нормального функционирования современной АЭ в течении примерно 200 лет, однако, для больших мощностей надежность ресурсной базы уже будет вызывать серьезные опасения. Другой аспект проблемы связан с эффективной утилизацией облученного ядерного топлива, которое обладает высокой радиоактивностью и по этой причине создает большую потенциальную опасность загрязнения окружающей среды.
Принимая во внимание, что в ОЯТ может накопиться большое количество искусственных делящихся изотопов, образовавшихся из сырьевых, стремление извлечь их оттуда понятно, однако, это требует разделения ОЯТ на фракции, т.е. организации его переработки. Предполагается, что эта процедура поможет преодолеть проблему ограниченности сырьевого ресурса и обеспечить эффективную изоляцию радиоактивных изотопов. Расчеты показывают, что в условиях преимущественного развития реакторов на быстрых нейтронах, которые способны обеспечить расширенное воспроизводство делящихся изотопов, можно уверенно гарантировать решение обозначенных выше проблем. Понятно, что центральным звеном в этой философии развития АЭ является вопрос о #переработке ОЯТ. Как показали многочисленные исследования, уже существующие технологии переработки ОЯТ способны обеспечить атомную энергетику искусственным топливом на длительную перспективу и надежное захоронение радиоактивных отходов в геологических формациях. Эта философия и определяла главные тенденции развития атомной отрасли до настоящего времени. Однако, более пристрастный анализ проблем переработки ОЯТ, учет реальных, а не идеализированных условий работы этих предприятий, ставит под сомнение успешную реализацию замкнутого цикла с реакторами деления.
В реальных условиях, структурно процесс переработки ОЯТ можно рассматривать таком виде, что его результатом будет образование трех каналов разделения исходного продукта – облученного топлива. Первый канал – это тяжелые изотопы, включая минорные актиниды, которые навечно остаются в топливном цикле и будут использоваться для изготовления новых топливных композиций (это более 90% массы топлива). Второй канал – это образовавшиеся в процессе работы продукты деления, которые большей частью являются нестабильными изотопами и представляют наибольшую опасность с точки зрения радиоактивного загрязнения (их от 5 до 10% массы ОЯТ). Третий канал – это безвозвратные #потери, которые сопровождают любой технологический процесс, связанный с переработкой материалов, и в этом смысле переработка ОЯТ никак не отличается от других технологий. По современным представлениям масштаб этих потерь для ОЯТ составляет доли процента. Более точно определить эти потери без прецизионных исследований действующих производств не представляется возможным. В научном сообществе сейчас складывается экспертный консенсус, что безвозвратные потери на реальных производствах не будут превышать 0.1%. Это относится ко всем изотопам, входящим в состав ОЯТ. Согласно определению безвозвратные потери – это такие, которые неизбежно образуются в конкретном производстве и нет экономической целесообразности избавиться от них.
Малость величины безвозвратных потерь, однако, не дает оснований пренебрегать подробным рассмотрением их «жизненного цикла», невзирая на то, что с позиции материальных потерь они, конечно, не играют значимой роли. Все дело в том, что радиоактивность ОЯТ настолько высока, что потери даже ничтожного их количества создают очень серьезные проблемы. В качестве базовой единицы для измерения радиоактивности в процессах, связанных с радиационным воздействием антропогенного характера на окружающую среду, рассматривают разные индикаторы [4], в частности, такую величину, как #радиоактивность, высвобождаемую при добыче природного урана. Активность изотопов векового равновесия для 1 тонны материнских ядер урана составляет 1.92e11 Бк/т.[1]. Как показывают расчеты, активность 1 тонны облученного в реакторе урана до выгорания 5% тяжелых ядер через 1 год после выдержки в пристанционном хранилище составляет 2.4 e18 Бк/т, т.е. белее чем в 10 млн раз больше активности, высвобожденной при добыче природного урана. Потери 0.1% ОЯТ при переработке означают, что их радиоактивность в 10 000 раз больше высвобожденной в природе. Чтобы радиоактивность от продуктов деления, попавших в потери, сравнялась с активностью изотопов векового равновесия при добыче урана потребуется более 300 лет [2], это без учета радиоактивности минорных актинидов (Pu, Am, Cm и др.), накопленных при облучении в реакторе. Сейчас предполагается, что в процессе переработки минорные актиниды будут возвращены в топливный цикл, где так же, как и уран разделятся с образованием продуктов деления. По этой причине достаточно проанализировать изменение радиоактивности продуктов деления, чтобы оценить риски для окружающей среды.
Одним из наиболее популярны критериев безопасной изоляции радиоактивных материалов в настоящее время рассматривается принцип радиационной эквивалентности возвращаемых в природу изотопных композиций. Активность отходов сравнивается с радиоактивностью высвобожденной при добыче природного урана. На рис.1 видно, что такая радиационная #эквивалентность наступит примерно через 10 млн. лет, если сравнивать активность осколков деления от 1 тонны добытого урана с радиоактивностью, сопровождающей присутствие 1 тонны урана в природе.
По существу, процесс деления тяжелых ядер в реакторе эквивалентен процессу удаления этих тяжелых ядер из природы. По этой причине корректное сравнение радиоактивности ОЯТ и природной радиоактивности обязательно должно сопровождаться условием изъятия из природы одного и того же количества материнских ядер. В природе это процесс сопровождается радиационным распадом урана, в реакторах – делением урана или искусственно полученного из него делящегося изотопа.
Извлечение (или удаление) природной радиоактивности означает выделение из окружающей среды некоторого количества нестабильных изотопов и превращение их в результате ядерных реакций в другие изотопы, стабильные и нестабильные, с иной, отличающейся от природной, эволюцией. Тяжелые изотопы урана или тория в ядерном реакторе взаимодействуют с нейтронами и в результате ядерных реакций захвата или деления превращаются в другие изотопы. Радиоактивность новых изотопов на порядки превосходит природную радиоактивность, обусловленную радиоактивным распадом урана или тория. (рис.1).
Утверждение о том, что достижение радиационной эквивалентности захораниваемых радиоактивных отходов будет достигнуто через миллионы лет, вряд ли способно склонить общественное мнение к благосклонному отношению к АЭ. В связи с чем появились исследования, которые предполагают, что состояние радиационной эквивалентности можно обеспечить существенно раньше. Например, лет через 300. Авторы таких работ иногда неоправданно вольно определяют количество радиоактивности, высвобожденной из природы, или вместо количества радиоактивности сравнивают функционалы, учитывающие миграцию изотопов в природе и вероятность нанесения ими вреда здоровью популяции людей. Все эти варианты оценок опасности от радиации, несомненно, имеют право на существование, однако, приписывать им выполнение функции радиационной эквивалентности нет оснований.
Стремление обосновать возможность более раннего возврата в природу радиоактивных отходов мотивировано тем, что это позволяет сократить срок выдержки ОЯТ перед переработкой. Как следствие, избыточная наработка топлива в быстрых реакторах с расширенным воспроизводством может оказаться достаточной для замыкания топливного цикла и преодоления проблемы топливообеспечения АЭ на длительную перспективу. Если принять допустимым переработку ОЯТ через три-пять лет после облучения, то задачи разработки реакторов на быстрых нейтронах приобретают приоритетный характер.
В этой работе авторы не ставят задачу детального анализа и критики разных вариантов интерпретации термина «радиационная эквивалентность», важно, чтобы предложенный вариант удовлетворил общество в качестве приемлемого и не стал бы серьезным препятствием развитию АЭ. Наша задача – провести анализ рисков разного сорта, возникающих при переработке ОЯТ, способных привести к значительному радиационному загрязнению окружающей среды.
Если после небольшой выдержки после облучения происходит переработка ОЯТ, и радиоактивные продукты деления остекловываются и отправляются на захоронение, то именно такая форма изоляции должна гарантировать невозможность радиоактивного загрязнения окружающей среды, поскольку выравнивание по радиоактивности остеклованных композиций с природной радиоактивностью произойдет через миллионы лет.
Особое положение в этом рассмотрении занимают безвозвратные потери. Общее количество радиоактивности от безвозвратных потерь будет определяться двумя процессами – поступлением новых порций потерь и радиоактивным распадом уже накопленного количества. Элементарное уравнение описания этого процесса имеет вид:
На рис.2 представлен график изменения радиоактивности, накопленной в безвозвратных потерях (0.1%) по отношению к радиоактивности природного урана, который был извлечен из природы для изготовления реакторного топлива.
Равновесное содержание радиоактивности от безвозвратных потерь определяется формулой:
Чтобы общая радиоактивность от безвозвратных потерь была такая же, как высвобожденная при добыче природного урана при том же уровне потерь 0.1%, необходимо перерабатывать ОЯТ после длительной выдержки, примерно через 320 лет. К этому времени радиоактивность ОЯТ уменьшиться, приблизительно, в 500 раз по сравнению ОЯТ годовой выдержки. В этих условиях значение интегральной радиоактивности будет равно активности, извлеченной из природы, и значение MFp (2) будет равно 1. Если величина безвозвратных потерь будет больше, соответственно потребуется увеличить и длительность выдержки ОЯТ перед переработкой. До этого времени потребуется организация режима контролируемого хранения, и есть основания полагать, что герметичные оболочки твэлов позволят обеспечить нужный уровень герметичности на этом временном интервале. После этого срока, все равно, придется перерабатывать ОЯТ, но уже без опасения серьезного загрязнения окружающей среды. Остеклованные радиоактивные изотопы надо будет отправлять на геологическое захоронение.
Главным недостатком такого режима обращения с ОЯТ являются, конечно, трудности решения проблемы топливообеспечения АЭ за счет использования искусственного топлива, произведенного в быстрых реакторах. Все это по причине того, что при производстве энергии одновременно с нейтронами, которые способны конвертировать сырьевые изотопы в делящиеся, образуются продукты деления. Чтобы выделить из ОЯТ накопленные делящиеся изотопы нужно перерабатывать высокоактивное топливо, а это, как показано выше, существенный риск радиоактивного загрязнения.
Конверсия сырьевых изотопов в делящиеся требует достаточно большого количества нейтронов. Исходя из обсужденного выше, использование для этих целей реакторов деления, может оказаться затруднительным. Получение нейтрона, который может быть отправлен на конверсию сырьевого изотопа в делящийся, сопровождается образованием в топливе пары радиоактивных продуктов деления. При выделении из ОЯТ новых изотопов будут потери и, как следствие, это ведет к большому риску радиационного загрязнения в неприемлемом масштабе. Иллюстрацией к такому утверждению может быть простой пример. При мощности атомной энергетики в 1000 ГВт (это примерно в два раза больше современного уровня АЭ) при массовой переработке ОЯТ в безвозвратные потери будет попадать радиоактивность близкая к тому, что было в #Чернобыле. Конечно, можно уповать на то, что согласно нормативным документам все радиоактивно опасные материалы и изделия будут дезактивированы. Однако, если принять во внимание масштаб, нуждающийся в дезактивации (материалы, оборудование, фрагменты строительных конструкций и т.п.), то мало оснований полагать, что это будет возможно. Если бы это можно было сделать, радиационно опасные объекты Чернобыля уже давно были бы отмыты.
Наработка нового топлива с использованием реакторов деления может быть реализована либо в случае очень малого выгорания топлива, что подорвет экономику #АЭС, либо по схеме близкой к той, которая использовалась для производства оружейного плутония. В запальной зоне реактора происходит деление тяжелых ядер с образованием нейтронов, а конверсия сырьевых изотопов происходит в бланкете, где организована быстрая перегрузка. Концепция такого быстрого реактора была предложена много лет назад С.М. Фейнбергом [5].
Другая возможность эффективного вовлечения в топливный цикл сырьевых #изотопов – это их конверсия в делящиеся либо за счет нейтронов, полученных на ускорителях, либо от термоядерного источника нейтронов.
Учитывая реальное положение с сырьевой базы атомной энергетики, которая примерно на 1-2 столетия способна надежно предоставить природные ресурсы для атомной отрасли, можно обоснованно констатировать, что есть временной запас для освоения новых ядерных технологий. Успех в решении этой задачи будет существенно зависеть от достижения консенсуса в административно-профессиональном сообществе и соответствующей концентрации усилий на стратегическом направлении.
Литература
1. 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
2. Давиденко В.Д., Пономарев-Степной Н.Н., Цибульский В.Ф., Возможность радиационно-эквивалентного захоронения отходов при переработке –Атомная Энергия, 2014, т.116, вып.1. стр. 55-56.
3. Велихов Е.П, Гольцев А.О., Давиденко В.Д., Ельшин А.В., Ковалишин А.А., Родионова Е.В., Цибульский В.Ф., Приемлимость замыкания топливного цикла ядерной энергетики, ВАНТ, сер. Термоядерный Синтез, 2021, т44 вып1, стр. 5-11.
4. Основополагающие принципы безопасности. Основы безопасности. Серия норм МАГАТЭ по безопасности, № SF-1. Вена: МАГАТЭ, 2007. 24 с.
5. Фейнберг С.М., Быстрые газовые и тепловые реакторы размножители, Атомная Энергия. Т.37, вып.1, 1974, стр. 3-10.