0Разработка и апробация технологий для объектов захоронения и хранения отработанных ядерных отходов
Кирсанов Алексей Александрович
заместитель руководителя дирекции строительства промышленных объектов, ООО ХК "Новолекс", kirsanov7710@gmail.com
Актуальность выбранной темы заключается в необходимости провести комплексный анализ вопросов захоронения и переработки радиоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива, образующегося в процессе выгорания ядерного топлива в активной зоне атомного реактора. Основным методом решения поставленной задачи является изучение справочной литературы и исследований различных отечественных и зарубежных работ в рамках исследовательских институтов и лабораторий, а также статей и результатов с апробацией представленных технологий. Результатами проведенного исследования является вывод о перспективах развития отрасли за счет изучения и внедрения технологий, позволяющих использовать отработавшее ядерное топливо повторно для продления жизненного цикла работы топлива и станции и тем самым замыкания ядерного топливного цикла. Результаты, описанные в работе, могут быть применены студентами и специалистами, изучающими принципы и стратегии развития атомной отрасли в целом и замыкания ядерного топливного цикла в частности.
Ключевые слова: научное сообщество, атомная отрасль, ядерная физика, реактор с водой под давлением, ВВЭР, PWR, устройство аЭс, энергетический реактор, атомная электростанция, отработавшее ядерное топливо, ОЯТ, РАО, радиоактивные атомные отходы, Проект «Прорыв», БРЕСТ-ОД-300, ТУК.
Введение
Генерации электроэнергии на атомных электростанциях (АЭС) - комплексный процесс, включающий множество сложных систем управления и контроля, от проработки материала и положения ключевых конструкций станции до уровня обогащения топлива и его состав.
Помимо разработки и ввода в эксплуатацию атомных станций, ученые и проектировщики разрабатывают план всего жизненного цикла, как АЭС, так и отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) вплоть до вывода станции до «зеленой травы» (полное выключение АЭС и прекращения любых работ по генерации энергии).
Тепловыделяющие сборки (ТВС), содержащие герметичные стержни тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ), которые состоят из таблеток спрессованного обогащенного (доля делящихся ядер к неделящимся) ядерного материала (гексафторид урана UF6), помещаются в активную зону атомного реактор.
При работе атомного реактора достаточно длительное время, нуклидный состав топлива меняется: выгорает делящийся уран-235, образуются новые осколки деления, в том числе тоже делящиеся. На них попадают запоздалые нейтроны и также поддерживают цепочку деления.
Посредством бомбардировки нейтронами ядер делящегося радионуклида высвобождаются:
• два-три новых нейтронов для поддержания атомной цепочки деления;
• некоторая энергия равная ~200 МэВ;
• два осколка деления.
Общая формула реакции деления:
ч0 -г х£ ^Р(А1,г1) + г*п1 + 200МэВ (1)
где,
п - нейтрон;
X - делящийся радионуклид;
Z - электрический заряд ядра;
А - массовое число ядра;
F(An,Zn) - осколок деления с массой и зарядом;
^ - среднее число нейтронов на одно деление (2,42 с 235и, 2,48 с 233и, 2,86 с 239Ри)
Полученные осколки деления становятся нейтральными атомами, перенасыщаются нейтронами и в среднем три раза проходят через процесс р-распада, после чего продукт деления стабилизируется [2].
В российском атомном реакторе образца ВВЭР (водо-водя-ной энергетический реактор) помещается 312 ТВЭЛ'ов. В результате работы реактора, в большом количестве накапливаются продукты деления. Эти осколки деления могут представлять собой как отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), так и радиоактивные атомные отходы (РАО).
Принципиальное отличие ОЯТ от РАО заключается в том, что ОЯТ после извлечения из активной зоны атомного реактора содержит в себе два полезных компонента - трансурановые элементы и невыгоревший уран. Некоторые полученные радионуклиды применимы в медицине, промышленности, а так же в исследованиях.
Трансурановые элементы не встречаются в природе и могут быть получены только в процессе деления ядер урана. Это такие элементы зарядовое число которого выше 92, то есть они находятся после урана в периодической таблице 92235 и.
На рисунке 1 представлено распределение осколков деле-
О *
О X
о
3 *
8)
с т ■и о
5
т о а г
о т
09 8)
ния по массовому числу при взаимодействии урана-235 с тепловыми нейтронами. Число различных осколков деления составляет более 300 различных ядер. Из рисунка видно, что наибольший выход, а именно ~6%, относится к ядрам с массовым числом 95 и 139.
од -
*
сч о сч
70 80 90 100 110 120 130 140 150 160 Массовое число
Рисунок 1 - Распределение по массовому числу осколков деления 235и тепловыми нейтронами [1]
Обзор Литературы
Для понимания принципов работы научного сообщества с ОЯТ и РАО в работе были рассмотрены основы реакции деления делящихся нуклидов и процесс образования РАО и ОЯТ.
Современное понимание отработанных ядерных отходов глубоко и полностью описывали Белозерский, Г. Н., Крючков Э.Ф., Юрова Л.Н., Апсэ В.А., Шмалев А.Н. в своих работах, статьях, монографиях и учебных пособиях [1-3].
Исследования Ожован М.И., Полуэктов П.П., Ли У.Э., Ойован М.И., Янцен К.М., а также доклады и выступления на научных площадках и форумах касательно вопросов захоронения и апробации технологий утилизации РАО [4-7].
Апробация методов хранения и переработки ОЯТ рассмотрены в статьях научно-новостного журнала, посвященного ядерной отрасли - «Атомная Энергия 2.0» [8-9], а также информация с сайта государственной корпорации «Ростаом» о замыкании ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) и программе «Прорыв» в частности [10].
Материалы и методы
На протяжении долго времени считалось, что радиоактивные отходы не нуждаются в серьезной проработке вопроса хранения и его просто рассеивали в окружающей среде. Позже было произведено открытие, благодаря которому выяснилось, что изотопы имеют свойство накапливаться, например, в тканях животных, что привело к необходимости разработки технологий по их утилизации.
Витрификация или остеклование. Процесс, при котором РАО преобразуются в боросиликатное стекло (~14% по массе). При таком способе хранения отходов радионуклиды фиксируются в нерастворимом и неподвижном состоянии. Формируется стабильная матрица, предназначенная для захоронения.
Испытания остеклованных отходов в природных условиях имеют большое значение, так как стекло должно задерживать радионуклиды на длительные периоды - от сотен до миллионов лет. Это обусловливает необходимость разработки моделей коррозии стекла.
Совместными усилиями специалистов из США, Великобритании, России, Бельгии и Франции были достигнуты значительные результаты в области обработки радиоактивных отходов. Однако эксперименты на ГУП МосНПО "Радон" продемонстрировали, что даже при использовании 190 кг радиоактивного стекла в течение 300 лет в грунтовую воду попадает всего 20 кБк радионуклидов. Таким образом, было установлено, что остекление способно предотвратить загрязнение поверхностных вод от
99Тс на тысячелетия вперед. В результате этого решения было принято разместить в Хэнфорде 160-200 м3 остекленных НАО.
Специалисты из США использовали компьютерные модели для анализа натурных испытаний отходов, проведенных в России, с целью прогнозирования поведения радиоактивных материалов [4-5].
Синрок. Способ утилизации РАО при котором жидкие отходы высокого уровня смешиваются с титановыми, металлическими сплавами, образуя суспензию, которую сушат при температуре в 7500С до порошкового состояния. После чего порошок спрессовывают в плотный черный цилиндр синтетического камня. Метод впервые был представлен а Австралийском национальном университете в 1978 году [6].
Захоронение. Самый простой способ утилизации, при котором РАО просто закапывают в подходящем географически для этого месте. Перспективным развитием этого сценария считается захоронение РАО на урановых рудниках, где оно и было добыто.
Трансмутация. Самый перспективный способ утилизации РАО за счет его повторного использования в реакторе и уменьшения его уровня радиоактивной опасности. В ноябре 2023 года технологию обосновали на площадке научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники имени Н.А. Доллежаля» (АО «НИКИЭТ») при поддержке Международного агентства по атомной энергии, Госкорпорации «Росатом» и Ядерного общества России. Подобная технология стала практически применима за счет развития атомной отрасли в направлении закрытия ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) и использования быстро-натриевых (БН) реакторов [7].
Также существует идея удаление РАО в космическое пространство. К сожалению, такой радикальный способ утилизации безмерно затратный, а также существует большой риск аварии ракеты, в результате чего накопленный радиактивный мусор распылиться над поверхностью Земли и осядет в городах, лесах и т.п.
Еще один перспективный метод утилизации РАО предложили и пробировали в Дальневосточном федеральном университете и Институте химии Дальневосточного отделения РАН в 2015 году совместно с Дальневосточном заводом «Звезда» в Приморье.
Метод очистки РАО включает в себя сорбционный материал на основе морской воды, который способен сильно блокировать губительный эффект от самых опасных радиоактивных элементов, таких как и 9(^г [8].
Особый интерес в исследовании выгоревшего топлива представляет исследование отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), так как его продукты, как уже было упомянуто ранее, могут быть полезны и использованы в топливном цикле повторно.
В процессе накопления в реакторе ОЯТ в его активной зоне также аккумулируется большое количество тепла и радиоактивного фона. Поэтому после извлечения стержней с выгоревшим топливом его помещают водяной бассейн для охлаждения и защиты от ионизирующих излучений.
Существует два принципиальных сценария с дальнейшим хранением и работой отработавшего ядерного топлива:
Первый путь представляет собой захоронение топлива. Другими словами это называется открытым ядерным топливным циклом (ОЯТЦ). Этот сценарий, для примера, активно используют такие страны как Канада, США и Швеция
Второй путь - переработка выгоревшего топлива, чтобы использовать его повторно. Закрытый топливный ядерный цикл (ЗТЯЦ) используется во Франции, Японии, России, Великобритании и Индия.
Через 3-5 лет после хранения тепловыделяющих сборок в пристанционном бассейне они уже не так сильно опасны, поэтому их вывозят с АЭС в специализированные хранилища. В России самые крупные такие хранилища располагаются в Челябинской области на ПО «Маяк» и в Красноярском крае на горнохимическом комбинате (для топлива ВВЭР-1000 и РБМК-1000). На ГХК используют технологию мокрого хранилища с 1985-ого
года и сухое, поэтапно запущенное в 2011 -2015гг (см. рисунок 2).
Чтобы транспортировать отработавшее ядерное топливо, используют специальные транспортные упаковочные комплекты (ТУК), прошедшие сертификацию Международного ядерного агентства (МАГАТЭ). Каждый комплект сконструирован из нержавеющей стали и вмещает в себя 12 отработавших тепловыделяющих сборок.
«ТВЭЛ») создается опытно-демонстрационный энергокомплекс (ОДЭК).
Новая технологическая платформа атомной отрасли создается на основе замкнутого ядерного топливного цикла с использованием быстрых нейтронов в реакторах. Эта уникальная технология позволит предотвратить тяжелые аварии на атомных станциях, избежать эвакуации и переселения людей в случае чрезвычайных ситуаций на энергоблоке. Благодаря ей будет производиться электроэнергия без образования облученного ядерного топлива, а использованное ядерное топливо будет повторно перерабатываться многократно, что позволит решить проблему ограниченности ресурсов в атомной энергетике [9].
Конец строительства основных компонентов БРЕСТ-ОД-300 (см. рисунок 3) запланирован к 2026 году, а в 2030 - полное замыкание ядерного топливного цикла [10].
Рисунок 2 - а) мокрое и б) сухое хранилище ОЯТ на ГХК
Из отработанного топлива, подвергнутого специальной химической обработке, извлекают два ценных компонента - плутоний и неиспользованный уран. Около 3% топлива остаются в виде высокоактивных отходов, которые после процедур битуми-рования, бетонирования или остекления требуют длительного захоронения. Процент содержания плутония в отработанном ядерном топливе составляет примерно 1%, что делает его отличным ядерным материалом, не требующим обогащения. Путем смешивания плутония с обедненным ураном можно получить МОХ-топливо, представляющее собой смешанное оксидное топливо, которое поставляется в форме свежих топливных сборок для загрузки в реакторы.
Новые методы использования урана в энергетике вызвали интерес и одобрение от промышленности. Они позволяют использовать восстановленный уран для дополнительного обогащения или в качестве свежего топлива для существующих реакторов. Закрытый топливный цикл, который обеспечивает более эффективное использование урана без дополнительной добычи, имеет потенциал экономии до 30% энергетических ресурсов. Несмотря на это, схемы переработки отработанного ядерного топлива пока не получили широкого распространения.
Причиной тому служит тот факт, что большинство работающих реакторов сегодня относится к типу «легководных» реакторов (ЛВР). На реакторах такого типа нельзя использовать весь потенциал ОЯТ, однако, на смену им постепенно приходит технология быстро-натриевых реакторов (БН) - реакторы на быстрых нейтронах, способные перерабатывать ОЯТ и выжимать из него максимально возможный потенциал.
В России проект по замыканию ЯТЦ имеет название «Прорыв». В рамках проекта на площадке Сибирского химического комбината (предприятие Топливной компании Росатома
Рисунок 3 - 30 модель реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 [10]
Обсуждения
Разработка и апробация технологий захоронения и хранения РАО и ОЯТ проходит длительный процесс с начала исследовательского цикла в институтах и лабораториях, зачастую совместно с заводами и промышленниками, а после внедряется на эти заводы для подтверждения доказательной базы практичности метода.
Заключение
Несмотря на большое количество технологий по утилизации РАО, проблема увеличения уровня загрязнения, накопления и образования все большего количества радиоактивных отходов является серьезной вопросом для споров в разных странах.
Тогда как одни страны приняли стратегию захоронения РАО и ОЯТ, другие сфокусировались на вопросах переработки отработанного топлива, минимизацию, рециркуляцию и замыкания ядерного топливного цикла и захоронение только тех отходов, которые не представляют серьезной опасности природе.
Наиболее эффективным и разумным подходом к сокращению образования отходов является начало процесса с упрощения добычи полезных ресурсов и завершение его на стадии потребления продукции. Для достижения этой цели важно разрабатывать и внедрять новые технологии использования природных ресурсов, а также извлекать ценные компоненты из производственных отходов. Идеальная концепция нулевого отхода в производстве - это далекая перспектива, но важно начать решать эту проблему уже сейчас как на общем экономическом уровне, так и в различных отраслях промышленности.
Необходимо научиться правильно учитывать и оценивать промышленные отходы с самого начала внедрения технологических схем, где они образуются, и закончить процесс утилизации, переработки и потенциального повторного использования в производственных циклах и других областях.
Литература
1. Белозерский, Г. Н. Радиационная экология — 2-е изд., перераб. и доп. — М.: Юрайт, 2024. — 418 с.
О *
О X
о 3
5 *
и
с т ■и о
5
т
Ф
а т
о т
а
8)
2. Крючков Э.Ф., Юрова Л.Н. Теория переноса нейтронов: Учебное пособие. - М.: МИФИ, 2007. - 272 с.
3. Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Ядерные технологии: Учебное пособие. М.: МИФИ, 2008. - 128 с.
4. Ожован М.И., Полуэктов П.П. Применение стекол при иммобилизации радиоактивных отходов // Технологии: РАО - 2010. - №1. - С. 112-115.
5. Ожован М.И. Топологические характеристики связей в окисных системах SiO2 и GeO2 при переходе стекло - жидкость. // Журнал экспериментальной и теоретической физики - 2006. -№130 (5). - С. 944-956.
6. Ли У.Э., Ойован М.И., Янцен К.М. Обращение с радиоактивными отходами и очистка загрязненных участков: процессы, технологии и международный опыт, Вудхед, Кембридж, 924 стр. (2013).
7. Обнинский ФЭИ представил инновационные результаты обоснования технологий быстрых реакторов и трансмутации минорных актинидов. Атомная Энергия 2.0 URL: https://www.atomic-energy.ru/news/2023/11/21/140769 (дата обращения 05.04.2024)
8. Дальневосточные ученые разработали новую технологию переработки РАО. Атомная Энергия 2.0 URL: https://www.atomic-energy.ru/news/2016/12/28/70843 (дата обращения 06.04.2024)
9. Проект «Прорыв». ТВЭЛ «Росатом» URL: https://www.tvel.ru/activity/project-
proryv/?ysclid=luny87m85j441250699 (дата обращения 06.04.2024)
10. Вячеслав Першуков о главных принципах проекта "Прорыв". Атомная Энергия 2.0 URL: https://www.atomic-energy.ru/interviews/2022/03/02/122445?ysclid=lunyhvhbdm15664 8948 (дата обращения 06.04.2024)
Evelopment and testing of technologies for disposal and storage of spent nuclear
waste Kirsanov A.A.
LLC HC "Novolex"
The relevance of the chosen topic lies in the need to conduct a comprehensive analysis of the issues of burial and processing of radioactive waste and spent nuclear fuel generated during the burnout of nuclear fuel in the core of a nuclear reactor. The main method of solving this problem is the study of reference literature and research of various domestic and foreign works within the framework of research institutes and laboratories, as well as articles and results with the approbation of the presented technologies. The results of the conducted research are the conclusion about the prospects for the development of the industry through the study and introduction of technologies that allow the reuse of spent nuclear fuel to extend the life cycle of the fuel and the plant and thereby close the nuclear fuel cycle. The results described in the paper can be applied by students and specialists studying the principles and strategies of the development of the nuclear industry in general and the closure of the nuclear fuel cycle in particular.
Keywords: scientific community, nuclear industry, nuclear physics, pressurized water reactor, VVER, PWR, NpP device, power reactor, nuclear power plant, spent nuclear fuel, spent nuclear fuel, radioactive waste, radioactive atomic waste, Project "Breakthrough", BREST-OD-300, TUK. References
1. Belozersky, G. N. Radiation ecology - 2nd ed., revised. and additional - M.: Yurayt,
2024. - 418 p.
2. Kryuchkov E.F., Yurova L.N. Neutron transfer theory: Textbook. - M.: MEPhI, 2007. -
272 p.
3. Apse V.A., Shmelev A.N. Nuclear technologies: Textbook. M.: MEPhI, 2008. - 128 p.
4. Ozhovan M.I., Poluektov P.P. The use of glass in the immobilization of radioactive
waste // Technologies: RAO - 2010. - No. 1. - pp. 112-115.
5. Ozhovan M.I. Topological characteristics of bonds in oxide systems SiO2 and GeO2
during the glass-liquid transition. // Journal of Experimental and Theoretical Physics - 2006. - No. 130 (5). - pp. 944-956.
6. Lee W.E., Oyovan M.I., Yantsen K.M. Radioactive waste management and cleanup of
contaminated sites: processes, technologies and international experience, Woodhead, Cambridge, 924 pp. (2013).
7. Obninsk IPPE presented innovative results of substantiation of fast reactor
technologies and transmutation of minor actinides. Atomic Energy 2.0 URL: https://www.atomic-energy.ru/news/2023/11/21/140769 (access date 04/05/2024)
8. Far Eastern scientists have developed a new technology for processing radioactive
waste. Atomic Energy 2.0 URL: https://www.atomic-energy.ru/news/2016/12/28/70843 (access date 04/06/2024)
9. Project "Breakthrough". TVEL "Rosatom" URL: https://www.tvel.ru/activity/project-
proryv/?ysclid=luny87m85j441250699 (access date 04/06/2024)
10. Vyacheslav Pershukov about the main principles of the "Breakthrough" project. Atomic Energy 2.0 URL: https://www.atomic-energy.ru/interviews/2022/03/02/122445?ysclid=lunyhvhbdm156648948 (access date 04/06/2024)
СЧ
о
СЧ
