УДК 548.31
КОНСЕРВИРУЮЩИЕ МАТРИЦЫ ДЛЯ ОТХОДОВ НИЗКОГО И СРЕДНЕГО УРОВНЕЙ РАДИОАКТИВНОСТИ
© 2012 г. Н. П. Лаверов*, Б. И. Омельяненко*, С. В. Юдинцев*, С. В. Стефановский**
* Институт геологии рудных месторождений, петрографии, минералогии и геохимии РАН 119017, Москва, Ж-17, Старомонетный пер., 35 ** Государственное унитарное предприятие — Объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (Мос НПО "Радон") 119121, Москва, 7-й Ростовский пер., 2/14 Поступила в редакцию 09.08.2011 г.
Добыча урана для производства ядерного топлива неизбежно ведет к истощению его природных запасов и росту рыночных цен. Обеспечить АЭС энергетическим сырьем можно за счет переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ), в котором сохраняется более 90% энергетического ресурса. Основные трудности в решении этой задачи связаны с образованием при переработке ОЯТ огромного количества жидких отходов, которые надо концентрировать, отверждать и захоранивать. Эти отходы принято разделять на низко (НАО)-, средне (САО)- и высокоактивные (ВАО), на которые приходится 95, 4.4 и 0.6% суммарного объема отходов соответственно.
Несмотря на небольшой объем, радиоактивность ВАО примерно соответствует суммарной радиоактивности НАО и САО. Главная опасность ВАО связана с их очень высокой радиоактивностью, наличием долгоживущих радионуклидов и тепловыделением, а также необходимостью изоляции на практически неограниченный срок. Основные трудности обращения с отходами низкого и среднего уровней радиоактивности (НСАО) обусловлены их колоссальными объемами. Дан анализ существующих способов изоляции НСАО, на основе которого обосновывается вывод о том, что их концентрирование, остекловывание и захоронение в близповерхностных хранилищах является необходимым условием широкомасштабной переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000. Значительное снижение объема НСАО при остекловывании и очень низкая скорость растворения при низких температурах делает боросиликатное стекло идеальной консервирующей матрицей для иммобилизации НСАО. Вместе с тем очень высокая скорость коррозии стекломатриц при повышенной температуре заставляет усомниться в эффективности их использования для иммобилизации тепловыделяющих ВАО. Повышенные затраты на остекловывание НСАО по сравнению с цементацией и битумированием могут быть компенсированы за счет уменьшения затрат на создание дополнительных инженерных барьеров, значительного уменьшения объема НСАО, возможности размещения близповерхностных хранилищ в разнообразной геологической среде, использования в качестве матриц наиболее дешевых в производстве боросиликатных стекол.
ВВЕДЕНИЕ
Истощение сырьевых ресурсов природного урана и увеличение его стоимости является неизбежным следствием развития ядерной энергетики. Возместить недостаток природного урана можно путем переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ), в котором сохраняется более 90% энергетического ресурса. За счет этого ресурса в принципе можно обеспечить основные потребности человечества в электроэнергии. Данное обстоятельство служит основой концепции замкнутого топливного цикла, предусматривающего извлечение из ОЯТ плутония и урана. Сжигание 239Pu в реакторах на быстрых нейтронах позволяет вовлечь в топливный цикл 238U — исходный изотоп для наработки плутония. При
1Адрес для переписки: Б.И. Омельяненко. E-mail: bio@igem.ru
этом может быть использован декретированный уран, остающийся после извлечения изотопа 235и. С первых лет развития ядерной энергетики и вплоть до 60-х годов все ядерные державы придерживались концепции замкнутого топливного цикла, считая, что практически все ОЯТ должно быть переработано. Особенно убедительной эта концепция представлялась с учетом дальней перспективы, учитывающей, что со временем запасы природного урана и других энергоресурсов будут исчерпаны и основными производителями энергии станут реакторы на быстрых нейтронах (бри-деры). В настоящее время в мировом сообществе отсутствует единая точка зрения в отношении обращения с ОЯТ. В одних странах (США, Канада, Швеция, Финляндия) ОЯТ относят к отходам, подлежащим захоронению, в других (Франция, Великобритания, Россия, Япония) — его рассматривают в качестве энергетического сырья, а
в третьих (Южная Корея, Аргентина, Бразилия, Словения) — решение по вопросу обращения с ОЯТ пока не принято.
Основным препятствием в реализации концепции замкнутого топливного цикла является образование при переработке ОЯТ очень большого количества жидких низко (НАО)-, средне (САО)- и высоко (ВАО)- радиоактивных отходов, которые надо концентрировать, отверждать и захоранивать. Очевидно, что обеспечить безопасное хранение и захоронение ОЯТ намного проще, чем всех этих видов РАО, образующихся в процессе его переработки. Тем не менее, с учетом дальней перспективы, перерабатывать ОЯТ в любом случае придется. Есть серьезные основания полагать, что даже страны, заявляющие о прямом захоронении ОЯТ, на самом деле ориентируются на его долгосрочное хранение с возможным будущим использованием. Приходится признать, что от экологически эффективного решения проблемы безопасного удаления РАО из сферы жизненных интересов человека зависит дальнейшее развитие ядерной энергетики.
В России началом реализации идеи замкнутого топливного цикла послужил пуск в 1976 г. завода РТ-1 на ПО "Маяк". Этот завод обеспечивает регенерацию ОЯТ реакторов ВВЭР-440, быстрых реакторов БН-350 и БН-600, транспортных установок ледоколов и подводных лодок, а также исследовательских реакторов. Ежегодно перерабатывается порядка 400 т ОЯТ. С 2020 г. предполагается начать переработку ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 на заводе РТ-2 на Красноярском горно-химическом комбинате (Красноярск-26, ГХК). В хранилищах этого комбината накоплены тысячи тонн ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, подлежащего переработке. Независимо от того, когда начнется переработка, она неизбежно приведет к образованию огромных объемов жидких РАО. Вместе с тем индустриальная основа по их переработке, иммобилизации и безопасному захоронению в России не создана, а без этого не может быть получено разрешение Государственной экологической экспертизы на работу завода РТ-2.
К настоящему времени основной объем исследований специалистов различных стран посвящен проблеме обращения с ВАО, которые выделяют тепло и содержат в своем составе долгожи-вущие актиниды. Требуемый срок изоляции таких отходов практически не ограничен. В ИГЕМ РАН проблема безопасной изоляции ВАО в тесном сотрудничестве со специалистами Мос-НПО "Радон" исследуется более 15 лет. Наиболее полное освещение этот вопрос получил в монографии, посвященной проблеме захоронения ВАО (Лаверов и др., 2008). Значительно меньшая экологическая опасность НАО и САО позволяли рассматривать задачу их изоляции как менее ак-
туальную. Однако по мере развития ядерной энергетики ее актуальность становилась все более очевидной. Если основные трудности надежной изоляции ВАО связаны с их высокой радиоактивностью, тепловыделением и наличием долгожи-вущих радионуклидов, то для НСАО они обусловлены их колоссальными объемами. Из образующихся при переработке ОЯТ жидких отходов на долю НАО приходится до 95% суммарного объема, САО - 4.4%, а ВАО - всего 0.6% (Копырин и др., 2006). В статье дан анализ существующих способов изоляции НСАО и обосновывается вывод о том, что их концентрирование, остекловывание и захоронение в близповерхностных могильниках позволяют максимально уменьшить объем отходов и обеспечить безопасность могильников за счет крайне низкой растворимости стекол в грунтовых водах.
ОСНОВНЫЕ ИСТОЧНИКИ ЖИДКИХ НСАО
Большая часть жидких НСАО образуется в процессе переработки ОЯТ. Особенно быстро их накопление происходило в период активной гонки ядерных вооружений. В это время в СССР действовало 13 военно-промышленных реакторов, в которых поддерживался режим, позволяющий нарабатывать максимальное количество оружейного плутония (239Ри). В дальнейшем ОЯТ этих реакторов перерабатывалось с целью извлечения плутония и урана. Переработка ОЯТ сопровождалась образованием большого количества НСАО, объем которых составил порядка 500 млн м3. В настоящее время основным источником НСАО является завод РТ-1 (ПО "Маяк"). НАО и часть САО здесь сбрасывается в открытые водоемы, часть САО остекловывается и размещается в хранилищах. Значительно большее количество НСАО начнет поступать с началом работы завода РТ-2 по переработке ОЯТ реакторов ВВЭР-1000. Создание эффективного способа их изоляции, соответствующего требованиям МАГАТЭ, является обязательным условием успешной работы предприятия.
Второе место по количеству производимых НСАО занимают АЭС. Значительную часть НАО составляют загрязненные воды, характеризующиеся очень низкой радиоактивностью. Такие воды после очистки через ионно-обменные фильтры не представляют опасности и сбрасываются во внешние водоемы. Отходы с более высокой радиоактивностью перерабатываются с целью существенного уменьшения их объема. Ежегодно один блок реактора ВВЭР-1000 генерирует от 30 до 40 тыс. м3 жидких отходов. После их упаривания остается около 250 м3. При этом радиоактивность отходов повышается и образуется так называемый кубовой остаток САО. Концентрация солей в отходах до и после упаривания составляет
соответственно 1.5-2 кг/м3 и 200—300 кг/м3. Незначительная часть жидких отходов отверждается путем цементации или битумирования. Жидкие и отвержденные отходы АЭС размещаются в хранилищах, емкости которых сильно ограничены. О возможности уменьшения количества НСАО свидетельствует тот факт, что их объемы на АЭС промышленно развитых стран в несколько раз меньше, чем на российских (Меньшиков, 1996).
Существенная доля НСАО образуется в результате работы исследовательских ядерных установок, действующих в нескольких десятках организаций. Объемы и состав отходов сильно варьируются, в связи с чем используются различные методы их переработки, хранения и изоляции. Наибольшее количество жидких НСАО (2 млн. м3) с активностью 100 тыс. Ки было произведено Научно-исследовательским институтом атомных реакторов (НИИАР) в г.
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.