tretment.ru → Удаление

Утилизация ядерных отходов. Ядерное топливо: виды и переработка Вывод из строя реакторов

МОСКВА, 21 июн — РИА Новости. Предприятие госкорпорации "Росатом" "Производственное объединение "Маяк" (Озерск, Челябинская область) планирует к 2020 году стать первым в мире предприятием, овладевшим технологиями переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) любого типа, сообщил РИА Новости на форуме "Атомэкспо-2017" заместитель генерального директора "Маяка" по стратегическому развитию Дмитрий Колупаев.

Организатор "Атомэкспо-2017" — госкорпорация "Росатом". Генеральный информационный партнер форума — агентство РИА Новости (флагманский ресурс МИА "Россия сегодня").

Переработка отработавшего ядерного топлива — высокотехнологичный процесс, направленный на минимизирование радиационной опасности ОЯТ, безопасную утилизацию неиспользуемых компонентов, выделение полезных веществ и обеспечение их дальнейшего использования. Промышленная переработка ОЯТ ведется в трех странах — в России, Франции, Великобритании.

"Маяк" выполняет проект по расширению номенклатуры перерабатываемого у себя ОЯТ. В частности, освоена технология переработки ОЯТ российских реакторов ВВЭР-1000. Этот проект даст возможность предприятию в ближайшие полтора-два года стать единственным в мире предприятием, которое может перерабатывать любые виды отработавшего ядерного топлива, в том числе ОЯТ зарубежного дизайна, а также дефектных топливных сборок. Это даст Росатому дополнительные конкурентные преимущества на мировых рынках.

"Маяк" — первый промышленный объект отечественной атомной отрасли. Он был создан для наработки оружейного плутония, необходимого для создания советского атомного оружия. Приоритетные направления работы "Маяка" в настоящее время — переработка отработавшего ядерного топлива, производство изотопов и средств радиационного контроля, выполнение государственного оборонного заказа.

"Всеядный" комплекс

"За последние годы "Маяк" значительно продвинулся вперед в плане переработки отработавшего ядерного топлива исследовательских реакторов. Освоена переработка нескольких топливных композиций, но ключевым, пожалуй, станет проект по переработке уран-циркониевого топлива. Производственные мощности для этого должны быть готовы в нынешнем году", — сказал Колупаев.

Он пояснил, что это будет опытная установка, которая позволит сначала отработать необходимые технологии, а затем и фактически станет производственной установкой.

"Такого топлива относительно немного, и это, прежде всего, отработавшее топливо наших атомных ледоколов. Оно находится в сухом контейнерном хранилище на Севере, но сколь угодно долго оно эксплуатироваться не может. Поэтому задача переработки этого вида ОЯТ должна быть решена, и для этого не требуются большие производственные мощности", — отметил собеседник агентства.

Опытная переработка уран-циркониевого ОЯТ должна быть реализована к 2018 году, добавил Колупаев. "Это фактически сделает "Маяк" абсолютным технологическим лидером с точки зрения номенклатуры топливных композиций, которое наше предприятие сможет перерабатывать, потому что после освоения данной технологии у нас сможет быть переработана любая топливная композиция", — сказал он.

"И финальной точкой станет, пожалуй, освоение переработки отработавшего топлива реакторов АМБ первой очереди Белоярской АЭС. Там проблема уже не столько в самих топливных композициях (на первом и втором блоках станции использовались несколько десятков видов топлива), а в геометрических размерах отработавших тепловыделяющих сборок", — сообщил Колупаев.

Эти сборки достигают в длину 14 метров, и для того чтобы их разделывать, необходима специальная установка, пояснил он.

"Ее планируется создать к 2020 году. И вот тогда на "Маяке" будет полностью создан "всеядный" перерабатывающий комплекс - как по разным типам ОЯТ, так и по размерам отработавших тепловыделяющих сборок", — отметил заместитель гендиректора "Маяка".

Переработка радиоактивных отходов

Помимо переработки ОЯТ, "Маяк" активно занимается развитием технологии переработки радиоактивных отходов, напомнил Колупаев.

"В ближайшее время на предприятии планируется начать эксплуатацию установки по отверждению долгоживущих среднеактивных отходов, главным образом плутонийсодержащих, для которых цементирование, как, допустим, это делают наши коллеги в Великобритании, не является оптимальным. Наш подход базируется на применении керамоподобной матрицы, которая обладает большой долговечностью и хорошей емкостью по отходам", — сказал он.

Прошлый год был для "Маяка" своего рода "пусковым" с точки зрения реализации проекта по переработке источников ионизирующего излучения, отметил Колупаев.

"Мы полностью выполнили свои обязательства по объему возврата источников. В этом году объемы возвращаемых на утилизацию источников будут существенно больше. Мы оптимизируем технологию утилизации источников, чтобы удешевить ее и сделать более привлекательной для клиентов. Это очень важное направление, которое позволит нашим партнерам получить законченный цикл услуг - с момента поставки источников до их полной утилизации", — добавил он.

В настоящее время обращение с отработавшим ядерным топливом является лимитирующей стадией, то есть определяет перспективы развития атомной энергетики. Во всех странах с атомной энергетикой (кроме, пожалуй, Франции) накоплены колоссальные объемы ОЯТ, и нерешенность данной проблемы ставит под сомнение реализацию дальнейших планов развития атомных проектов.

Российской особенностью является обширная номенклатура накопленного топлива, что связано с историей развития атомной энергетики в нашей стране. Поэтому для решения проблемы ОЯТ необходимо развитие целого ряда уникальных технологий и создание комплекса объектов инфраструктуры.

Сложившаяся в России система обращения с ОЯТ включает хранение, транспортировку и переработку ОЯТ. Хранение осуществляется в приреакторных и пристанционных хранилищах атомных электростанций и исследовательских реакторов, в хранилищах бассейнового типа на двух комбинатах Госкорпорации «Росатом» – ФГУП «ГХК» и ФГУП «ПО «Маяк» – емкостью, соответственно, по 8600 т и 2500 т, а также на судах технологического обслуживания атомного ледокольного флота (ОЯТ транспортных реакторов) и береговых технических базах.

Сегодня на объектах Госкорпорации «Росатом» накоплено, в общей сложности, 22 тыс. т ОЯТ. Ежегодно из реакторов российских АЭС выгружается примерно 650 т отработавшего топлива, при этом перерабатывается не более 15% этого объема.

Для решения проблемы накопленного и вновь образующегося ОЯТ Госкорпорация «Росатом» создает систему обращения с отработавшим топливом, включающую нормативно-правовую, финансово-экономическую и инфраструктурную составляющие. Технологическая схема обращения с ОЯТ различных видов на период до 2030 года представлена на рисунке 1.

В настоящее время основным финансовым механизмом решения накопленных проблем в сфере обращения с ОЯТ, РАО и вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии является Федеральная целевая программа «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» (ФЦП ЯРБ). С 2015 года начнутся отчисления накоплений в фонд обращения с ОЯТ от юридических лиц-собственников отработавшего топлива (в основном – ОАО «Концерн Росэнергоатом»).

Среди крупных проектов по ОЯТ, реализация которых предусмотрена ФЦП ЯРБ, следует отметить:

строительство «сухого» хранилища ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000;
реконструкцию действующего «мокрого» хранилища на ГХК;
подготовку и обеспечение вывоза с АЭС накопленных объемов ОЯТ;
комплекс работ по обращению с ОЯТ реакторов типа АМБ (разделка ОТВС и переработка ОЯТ в ПО «Маяк»);
вывоз и переработку высокообогащенных блоков ДАВ-90, накопленных от работы промышленных реакторов;
создание опытно-демонстрационного центра по переработке ОЯТ на основе инновационных технологий;
вывоз на переработку на ФГУП «ПО «Маяк» ОЯТ исследовательских реакторов и т.д.

Радиохимическое производство в ПО «Маяк»

Сегодня в России действует единственное радиохимическое производство – комплекс РТ-1 ПО «Маяк», где перерабатывается отработавшее топливо реакторов ВВЭР-440, БН-600, исследовательских и транспортных установок. Технологической схемой является модифицированный ПУРЕКС-процесс. При этом РТ-1 – единственное в мире радиохимическое производство, выделяющее, помимо урана и плутония, еще и нептуний. Таким образом, в остеклованные высокоактивные отходы, предназначенные к дальнейшему захоронению, в России в настоящее время уже не поступают радионуклиды, вносящие наибольший суммарный вклад в долговременную радиотоксичность захораниваемых отходов. Помимо этого, на РТ-1 действует единственная в мире установка фракционирования высокоактивных отходов для выделения нуклидов для производства изотопной продукции. ФЦП ЯРБ предусматривает выполнение мероприятий по обеспечению экологической безопасности, поэтапному снижению и прекращению сбросов жидких радиоактивных отходов ФГУП «ПО «Маяк». К таким мероприятиям относятся следующие:

разработка стратегических решений по проблемам Теченского каскада водоемов;
консервация водоемов В-9 (Карачай) и В-17 (Старое болото);
создание системы общесплавной канализации с отводом очищенных вод в левобережный канал;
сооружение установок очистки вод спецканализации, средне- и низкоактивных РАО;
создание комплекса цементирования жидких и гетерогенных САО;
создание комплекса переработки ТРО и строительство приповерхностного хранилища твердых САО и НАО;
создание новой печи остекловывания и расширение хранилища остеклованных ВАО;
создание современной системы радиоэкологического мониторинга.

В ПО «Маяк» проводятся работы по модернизации технологических схем переработки ОЯТ для снижения объемов технологических отходов, а также обеспечения возможности приема и переработки всех типов отработавшего топлива, включая неперерабатывающееся в настоящее время. В среднесрочной перспективе здесь должна быть обеспечена переработка наиболее «проблемных» видов накопленного ОЯТ – АМБ, ЭГП (в случае принятия соответствующего решения), ДАВ, дефектных сборок РБМК и т.д.

Подготовка к переработке ОЯТ АМБ

Одной из наиболее острых проблем в области ядерной и радиационной безопасности является обращение с ОЯТ реакторов АМБ. Два реактора АМБ Белоярской АЭС были остановлены в 1989 году. ОЯТ выгружено из реакторов и в настоящее время хранится в бассейнах выдержки Белоярской АЭС и «мокром» хранилище ПО «Маяк».

Характерные особенности отработавших тепловыделяющих сборок АМБ – наличие около 40 типов топливных композиций и большие габаритные размеры (длина ОТВС около 13 м). Основной проблемой при хранении их на Белоярской АЭС является коррозия чехловых труб кассет и облицовки бассейнов выдержки.

В ФЦП ЯРБ предусмотрен комплекс работ по обращению с ОЯТ АМБ, предусматривающий его переработку в ПО «Маяк». В настоящее время выбраны и обоснованы технологии радиохимической переработки ОЯТ АМБ и технологические регламенты. В 2011 году проведена опытная переработка топлива АМ – аналога ОЯТ АМБ. Разработан проект отделения разделки и пеналирования (ОРП), проведен конкурс на капитальные работы по его созданию (разработка рабочей документации, строительные работы и изготовление оборудования ОРП). Одновременно на Белоярской АЭС проведены мероприятия по безопасному хранению ОЯТ АМБ: установка кассет К17у из углеродистой стали в нержавеющие чехлы, подготовка технических средств для оперативного поиска и устранения течи облицовки бассейнов выдержки, реконструкция вентиляционных систем, подготовка к герметизации смежных с бассейнами помещений. К 2015 году запланировано завершение разработки и проверки технологических решений по разделке кассет с ОТВС в ОРП и радиохимической переработке ОЯТ, монтаж оборудования, пусконаладочные работы и ввод в эксплуатацию отделения разделки и пеналирования в ПО «Маяк».

Начало разделки и переработки ОЯТ АМБ запланировано на 2016 год. К 2018 году должно быть переработано ОЯТ, хранящееся в бассейне-хранилище ПО «Маяк», в 2020 году планируется полностью освободить бассейны Белоярской АЭС от этого топлива, в 2023 году – завершить его переработку.

Варианты окончательного решения вопроса ОЯТ ЭГП

Единственный вид ОЯТ, для обращения с которым на настоящий момент завершающей стадии не принято решения – топливо реакторов ЭГП (Билибинская АЭС). Как и ОЯТ АМБ, оно также является длинномерным, состав топливной композиции близок к составу одной из модификаций топлива АМБ, поэтому данный вид ОЯТ можно переработать в ПО «Маяк» после начала работы ОРП, то есть после 2016 года. Однако очень большая удаленность Билибинской АЭС, отсутствие инфраструктуры извлечения и удаления ОЯТ с площадки станции и адекватной транспортной инфраструктуры в районе ее расположения обуславливают крайне высокие затраты на реализацию данного проекта. В то же время вечная мерзлота в районе расположения Билибинской АЭС создает для организации пункта окончательной изоляции РАО и ОЯТ благоприятные условия, такие как:

использование естественного теплофизического барьера;
отсутствие во вмещающей геологической среде воды в свободном состоянии, что препятствует миграции радионуклидов из хранилища в окружающую среду;
замедление окислительно-восстановительных реакций в вечномерзлых породах, что увеличивает время работоспособности инженерных барьеров.

В рамках ФЦП ЯРБ проработаны варианты вывоза ОЯТ с площадки Билибинской АЭС на переработку:

автотранспортом в морской порт Черский, далее морским транспортом в Мурманск, затем железнодорожным транспортом в ПО «Маяк»;
автотранспортом в аэропорт Кепервеем, далее воздушным транспортом в аэропорт «Емельяново», затем железнодорожным транспортом в ПО «Маяк».

Еще один вариант предусматривает сооружение в непосредственной близости от площадки Билибинской АЭС опытно-промышленного объекта подземной изоляции скважинного или штольневого типа («Безопасность ядерных технологий и окружающей среды», №2-2012, с. 133-139). Всесторонне обоснованный выбор в пользу одного из вариантов обращения с ОЯТ ЭГП должна принять в течение 2012 года рабочая группа, в которую входят представители Госкорпорации «Росатом», Чукотской администрации, организаций атомной отрасли – разработчиков транспортно-технологических схем обращения с ОЯТ ЭГП, экспертной организации Ростехнадзора (НТЦ ЯРБ).

Обращение с облученными блоками ДАВ

В настоящее время на Сибирском химическом и Горно-химическом комбинатах накоплен большой объем облученных блоков ДАВ-90, содержащих высокообогащенный уран. Они хранятся в бассейнах выдержки реакторных заводов с 1989 года. Ежегодные обследования состояния оболочек блоков ДАВ-90 показывают наличие коррозионных дефектов.

Госкорпорация «Росатом» приняла решение о вывозе блоков ДАВ-90 на переработку в ПО «Маяк». Разработана и изготовлена партия транспортно-упаковочных контейнеров, отвечающих всем современным требованиям безопасности, ведутся работы по подготовке и оснащению необходимым оборудованием узлов загрузки-выгрузки на СХК, ГХК и ПО «Маяк», по комплектации партий блоков ДАВ для транспортирования на переработку. В 2012 году должны быть проведены полномасштабные испытания транспортно-технологической схемы вывоза ДАВ-90 в ПО «Маяк», включая «горячие» испытания.

Удаление ОЯТ РБМК с площадок АЭС

Наибольший объем накопленного ОЯТ составляет топливо РБМК-1000, которое вплоть до 2011 года не вывозилось с АЭС. Для удаления основного объема накопленного ОЯТ РБМК-1000 с площадок станций предусматривается:

создание на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС комплексов по разделке ОТВС;
организация на АЭС буферных площадок «сухого» хранения ОЯТ в контейнерах двухцелевого назначения с последующим вывозом на ГХК;
строительство на ГХК «сухого» хранилища.

В апреле 2012 года состоялся вывоз первого эшелона ОЯТ РБМК на «сухое» хранение.

В настоящее время эксплуатация комплекса по разделке ОТВС на Ленинградской АЭС идет в штатном режиме.

Комплекс разделки отработавшего топлива предназначен для приемки ОТВС из пристанционного хранилища, разделения ОТВС на два пучка твэлов (ПТ), установки ПТ в ампулы, загрузки ампул в дистанционирующий чехол МБК и загрузки чехла в контейнер. Безопасность работы обеспечивает технология ампулирования отдельных пучков твэлов перед загрузкой в контейнер. Ампула имеет ядерно безопасную геометрию и является для ПТ защитной оболочкой, не позволяющей ОЯТ выйти из нее, как в процессе разделки ОТВС в камере, так и при длительном хранении. Конструкция ампулы, а также схема транспортирования и хранения ПТ в индивидуальной оболочке обеспечивают:

предотвращение просыпей ОЯТ при транспортных операциях в камере разделки ОТВС;
снижение тяжести последствий возможных аварийных падений, как самих ампул, так и чехла с ампулами с ПТ при работах в отделении разделки;
снижение тяжести последствий при возможных аварийных падениях контейнера при его транспортировке.

Дефектное ОЯТ РБМК, которое не может быть размещено на «сухое» хранение, в ближайшие годы будет перерабатываться в ПО «Маяк». В 2011 году реализован «пилотный» проект, продемонстрировавший возможность доставки и переработки ОЯТ РБМК по штатной технологии с получением товарной урановой продукции («Безопасность ядерных технологий и окружающей среды», №2-2012, с. 142-145).

Хранение ОЯТ на Горно-химическом комбинате

Создаваемое централизованное «сухое» хранилище ОЯТ на ГХК представляет собой сооружение камерного типа.

Проектные решения камерного хранилища предусматривают два контролируемых физических барьера:

герметичный (сварной) пенал (высотой 4 м для 30 ПТ топлива РБМК-1000 и высотой 5 м для трех ОТВС ВВЭР-1000);
узел хранения (труба), герметизируется сваркой.

Охлаждение узлов хранения обеспечивается естественной конвекцией: ОЯТ РУ РБМК-1000 – с поперечной, ОЯТ РУ ВВЭР-1000 – с продольной подачей воздуха.

В 2011 году состоялся ввод в эксплуатацию пускового комплекса для хранения ОТВС РБМК-1000 вместимостью 9200 т по UO 2 . В 2015 году будут запущены еще один модуль «сухого» хранилища для ОТВС РБМК-1000 на 15870 т UO 2 , а также «сухое» хранилище для ОТВС ВВЭР-1000 вместимостью 8600 т UO 2 .

В настоящее время ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 после трех лет выдержки в приреакторных бассейнах размещается в централизованном «мокром» хранилище ГХК, вместимость которого увеличена до 8600 т. Для дальнейшего увеличения емкости хранения ОЯТ ВВЭР-1000 предполагается создание контейнерного хранилища.

На Горно-химическом комбинате, помимо централизованных хранилищ ОЯТ, создается завод по фабрикации МОКС-топлива для быстрого реактора БН-800. Планируется строительство подземной лаборатории для исследований в области геологической изоляции высокоактивных и долгоживущих РАО, а также опытно-демонстрационного центра по отработке инновационных технологий переработки ОЯТ (в перспективе – крупного радиохимического перерабатывающего завода).

Опытно-демонстрационный центр

Создаваемый в настоящее время опытно-демонстрационный центр (ОДЦ) предназначен для отработки в промышленном масштабе новых подходов к переработке ОЯТ с минимизацией образования жидких радиоактивных отходов, эффективным отделением на головных операциях 3Н и 129I для исключения этих нуклидов из сбросных потоков, получением достоверных исходных данных для проектирования крупномасштабного перерабатывающего комплекса. Будут изучены возможности переработки ОЯТ в режиме «заказа потребителя», то есть с задаваемыми заказчиком номенклатурой и качеством продуктов регенерации.

В процессе разработки ОДЦ происходит воссоздание современной научно-технологической базы для развития радиохимической промышленности и повышения уровня компетенции проектных и конструкторских организаций. На создаваемом ОДЦ будут отрабатываться инновационные технологии, в первую очередь, основанные на водных методах переработки (упрощенный ПУРЕКС-процесс, переработка с использованием кристаллизационной очистки урана, экстракционное фракционирование высокоактивных отходов, другие водные процессы) а также неводный метод переработки – флюидная экстракция. Технологическая схема основной технологической линии ОДЦ обеспечит замкнутый по воде технологический цикл и уменьшение объемов РАО для захоронения. Разрабатываемый ОДЦ является многофункциональным и включает: «базовую» технологическую линию, обеспечивающую отработку технологии полного цикла переработки ОЯТ, с производительностью от 100 т ОЯТ в год; исследовательские камеры для отработки отдельных операций новых технологий переработки ОЯТ, с производительностью от 2 т до 5 т ОЯТ в год; аналитический комплекс; узел переработки нетехнологических отходов; хранилище U-Pu-Np продуктов; хранилище ВАО; хранилище САО.

Из около 1000 единиц разрабатываемого для ОДЦ нестандартного оборудования около четверти – абсолютно новое оборудование, не имеющее аналогов. Для новых типов оборудования проводятся работы по его отработке на полномасштабных макетах на специально созданных «холодных» стендах. В настоящее время разработан проект ОДЦ, разрабатывается рабочая документация, подготовлена площадка строительства, проводятся конкурсы, идут работы по созданию нестандартного оборудования и закупка стандартного оборудования. К 2015 году планируется создать пусковой комплекс ОДЦ со строительством всего здания и коммуникаций в полном объеме и оборудованием исследовательских камер для старта отработки технологий в 2016 году.

Перспективы переработки ОЯТ на ГХК

На основе выбранных и отработанных в промышленном масштабе экологически и экономически оптимизированных инновационных технологий к 2025 году планируется создать крупномасштабный перерабатывающий радиохимический завод. Это предприятие совместно с производством топлива для быстрых реакторов и объектом окончательной изоляции отходов переработки ОЯТ предоставит возможность решить проблему как накопленного топлива, так и ОЯТ, которое будет выгружаться из существующих и планируемых к созданию АЭС.

Как в опытно-демонстрационном центре, так и на крупномасштабном производстве на ГХК предполагается перерабатывать ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и большую часть ОТВС РБМК-1000. Продукты регенерации будут использоваться в ядерном топливном цикле, уран – в производстве топлива для реакторов на тепловых нейтронах, плутоний (совместно с нептунием) – для быстрых реакторов. При этом темпы переработки ОЯТ РБМК будут зависеть от востребованности продуктов регенерации (как урана, так и плутония) в ядерном топливном цикле.

Подходы, описанные выше, легли в основу «Программы создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на 2012-2020 годы и на период до 2030 года», утвержденную в ноябре 2011 года («Безопасность ядерных технологий и окружающей среды», №2-2012, с. 40-55).

Автор

Политика Госкорпорации «Росатом» в области обращения с отработавшим ядерным топливом, изложенная в отраслевой Концепции по обращению с ОЯТ (2008 год), основывается на базовом принципе – необходимости переработки ОЯТ для обеспечения экологически приемлемого обращения с продуктами деления и возврата в ядерный топливный цикл регенерированных ядерных материалов. Высший приоритет при обращении с ОЯТ отдается обеспечению ядерной и радиационной безопасности, физической защиты и сохранности ядерных материалов на всех стадиях обращения с топливом, невозложению чрезмерного бремени на будущие поколения. Стратегическими направлениями в этой области являются:

создание надежной системы контролируемого хранения ОЯТ;
развитие технологий переработки ОЯТ;
сбалансированное вовлечение продуктов регенерации в ядерный топливный цикл;
окончательная изоляция (захоронение) образующихся при переработке радиоактивных отходов.

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.

"Всеядный" комплекс

Переработка радиоактивных отходов

Первоначально ОЯТ подвергалось переработке исключительно с целью извлечения плутония при производстве ядерного оружия . В настоящее время наработка оружейного плутония практически прекращена. Впоследствии возникла необходимость в переработке топлива энергетических реакторов. Одна из целей переработки топлива энергетических реакторов - повторное использование в качестве энергетического реакторного топлива, в том числе в составе МОХ-топлива или для реализации закрытого топливного цикла (ЗЯТЦ). К 2025 году планируется создать крупномасштабный перерабатывающий радиохимический завод, который предоставит возможность решить проблему как накопленного топлива, так и ОЯТ, выгружаемого из существующих и планируемых к созданию АЭС. На Железногорском ГХК предполагается перерабатывать как в опытно-демонстрационном центре (ОДЦ), так и на крупномасштабном производстве ОЯТ водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-1000 и большую часть отходов реакторов канального типа РБМК-1000. Продукты регенерации будут использоваться в ядерном топливном цикле, уран – в производстве топлива для реакторов на тепловых нейтронах, плутоний (совместно с нептунием) – для реакторов на быстрых нейтронах, которые обладают нейтронно-физическими свойствами, обеспечивающими возможность эффективного замыкания ЯТЦ. При этом темпы переработки ОЯТ РБМК будут зависеть от востребованности продуктов регенерации (как урана, так и плутония) в ядерном топливном цикле. Подобные подходы легли в основу «Программы создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на 2011-2020 годы и на период до 2030 года», утверждённой в ноябре 2011 года.

В России первым предприятием, способным перерабатывать ОЯТ, считается Производственное Объединение «Маяк» , основанное в 1948 году . Другие крупные радиохимические заводы на территории России это Сибирский химический комбинат и Железногорский горно-химический комбинат . Крупные радиохимические производства действуют в Англии (завод Селлафилд ), во Франции (завод Cogema (англ.) русск. ) ; планируются производства в Японии (Rokkasho, 2010-е), Китае (Lanzhou, 2020), Красноярске-26 (РТ-2 , 2020-е) . США отказались от массовой переработки выгруженного из реакторов топлива и хранят его в специальных хранилищах .

Технологии

Ядерное топливо чаще всего представляет собой герметичный контейнер из сплава циркония или стали, часто именуемый тепловыделяющим элементом (ТВЭЛ). Уран в них имеет форму небольших таблеток из оксида или (гораздо реже) других термостойких соединений урана, например нитрида урана. При распаде урана образуется множество нестабильных изотопов других химических элементов, в том числе газообразных. Требования безопасности регламентируют герметичность ТВЭЛа весь срок службы, и все эти продукты распада остаются внутри ТВЭЛа. Помимо продуктов распада остаются значительные количества урана-238, небольшие количества невыгоревшего урана-235 и наработанный в реакторе плутоний.

Задача переработки - минимизировать радиационную опасность ОЯТ, безопасно утилизировать неиспользуемые компоненты, выделить полезные вещества и обеспечить их дальнейшее использование. Для этого чаще всего применяются химические методы разделения . Наиболее простыми методами являются переработка в растворах, однако эти методы дают наибольшее количество жидких радиоактивных отходов, поэтому такие методы были популярны только на заре ядерной эры. В настоящее время ищут методы с минимизацией количества отходов, предпочтительно твердых. Их проще утилизировать остекловыванием.

В основе всех современных технологических схем переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) лежат экстракционные процессы, чаще всего так называемый Пьюрекс-процесс (от англ. Pu U Recovery EXtraction ), который заключается в восстановительной реэкстракции плутония из совместного экстракта с ураном и продуктами деления. Конкретные схемы переработки отличаются набором применяемых реагентов, последовательностью отдельных технологических стадий, аппаратурным оформлением.

Плутоний, выделенный при переработке, может быть использован в виде топлива в смеси с оксидом урана . Для топлива после достаточно длительной кампании почти две трети плутония приходится на изотопы Pu-239 и Pu-241 и около трети на Pu-240 , из-за чего он не может быть использован для изготовления надежных и предсказуемых ядерных зарядов (240 изотоп является загрязнителем) .

Примечания

Безопасная опасность (рус.) . Вокруг света . vokrugsveta.ru (2003, июль). Проверено 4 декабря 2013.
А.В. Балихин. О состоянии и перспективах развития методов переработки отработавшего ядерного топлива. (рус.) // Комплексное использование минерального сырья. - 2018. - № 1 . - С. 71-87 . - ISSN 2224-5243 .
инфографика (flash) от Guardian
Reprocessing plants, world-wide // European Nuclear Society
Processing of Used Nuclear Fuel // World Nuclear Association, 2013: «World commercial reprocessing capacity»
Status and trends in spent fuel reprocessing // IAEA -TECDOC-1467, September 2005 page 52 Table I Past, current and planned reprocessing capacities in the world
США хотят перерабатывать ОЯТ , «Эксперт» №11 (505) (20 мар 2006). Проверено 4 декабря 2013. «.. в отличие от Франции, России и Германии, .. США.. предпочитали хоронить его неподалеку от своего игрового центра в Лас-Вегасе в штате Невада, где на сегодняшний день накопилось уже более 10 тысяч тонн облученного топлива».
Plutonium "burning" in LWRs (англ.) (недоступная ссылка) . - «Current reprocessed plutonium (fuel burn-up 35-40 MWd/kg HM) has a fissile content of some 65%, the rest is mainly Pu-240.». Проверено 5 декабря 2013. Архивировано 13 января 2012 года.
PERFORMANCE OF MOX FUEL FROM NONPROLIFERATION PROGRAMS (англ.) . - 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting Chengdu, China, Sept. 11-14, 2011.