Найти баланс

Атомная энергия. 1992. Вып. 1
Достижение радиационной эквивалентности при обращении с радиоактивными отходами ядерной энергетики.
Е. О. Адамов, И. Х Ганев, В. В. Орлов (НИКИЭТ).

Ядерная энергетика может рассматриваться в качестве реалистического пути радикального решения топливно-­энергетических проблем, встающих в связи с неизбежным в следующем веке ростом производства энергии, который должен сопровождаться и ужесточением требований, предъявляемых к ядерной технологии, в первую очередь к безопасности реакторов, АЭС и радиоактивных отходов. Есть два подхода к безопасности, в тех или других пропорциях сочетающихся в практической работе. Один из них можно назвать инженерной безопасностью, достигаемой наращиванием инженерных систем и барьеров для предотвращения аварий и выхода радиоактивности в окружающую среду. Этот подход, преобладающий в современной ядерной практике, имеет, однако, экономические и другие пределы.

Второй подход состоит в максимальном использовании в целях безопасности фундаментальных физических и химических свойств ядерного топлива, радиоактивных отходов и компонентов ядерной техники. Для него введен в широкий обиход термин «внутренне присущая безопасность». Этот подход получает все большее использование в разработках перспективных реакторов, но может быть полезен и в других аспектах ядерной техники. Применительно к радиоактивным отходам ядерной энергетики внутренне присущая (или естественная) безопасность может быть достигнута благодаря их ничтожно малому объему вследствие в миллионы раз большей калорийности ядерного топлива в сравнении с химическим, возможности выделения наиболее опасной долгоживущей части актиноидов с возвратом и сжиганием (делением) в реакторах и постепенного снижения со временем опасности остальной части отходов вследствие радиоактивного распада.

Продукты деления и активации нейтронами могут быть скомпактированы и выдержаны в охлаждаемых и обслуживаемых хранилищах небольшого объема в течение времени, необходимого для их распада до уровня, при котором радиационная опасность сравнивается с таковой для природного урана (вместе с продуктами распада), извлеченного из недр земли и использованного в реакторах. В этом случае может быть осуществлено их радиационно-­эквивалентное захоронение, не нарушающее природного радиационного равновесия.

Количество долгоживущей радиоактивности, которое может образоваться в результате функционирования ядерной энергетики, примерно в 10⁸ раз меньше природной радиоактивности планеты, содержащей 10¹⁵ тонн урана и тория. Поэтому речь может идти лишь о локальном нарушении радиационного равновесия, а не глобальном. Захоронение распавшихся радиоактивных отходов в природных формациях, откуда извлечена часть урана (или в других местах, если будет доказана их предпочтительность с точки зрения радиационной безопасности), будет соответствовать этому требованию.

Подобная эквивалентность может быть соблюдена, если будут найдены физико-­химические формы захораниваемых отходов, при которых скорость их миграции наружу из мест захоронения не превысит таковую для урана и продуктов его распада. Рассматриваемая схема обращения с радиоактивными отходами заслуживает изучения, так как имеет качества, позволяющие рассчитывать на ее экономичность, простоту и наглядность доказательств безопасности. Важной является и «обратимость» технологии, позволяющая принимать необходимые меры при возникновении новых обстоятельств, а также извлекать при появлении такой потребности ценные компоненты.

В современной ядерной энергетике с открытым топливным циклом на одну тонну продуктов деления расходуется примерно 200 тонн природного урана. Но с переходом к замкнутому циклу и расширенному воспроизводству это количество будет резко снижаться. В конечном счете ядерная энергетика деления, вероятно, уступит место какой-то лучшей энергетической технологии (хотя при решении проблем безопасности АЭС и обращения с отходами не видно каких-либо ресурсных или экологических ограничений на длительность функционирования ядерной энергетики) и встанет вопрос о сжигании в реакторах всех (или почти всех) имеющихся актиноидов, в том числе и ²³⁸U, так как в нем накопится значительное количество ²³²U.

Необходимость полного сжигания урана, входящего в топливную загрузку выводимых реакторов, продлит срок службы ядерной энергетики примерно на 50−100 лет при постепенном снижении ее мощности. В предельном случае можно говорить о примерном равенстве массы извлеченного урана и продуктов деления.

Приведем оценки возможности и характеристики такого способа обращения с радиоактивными отходами, а также качественную оценку объема и других характеристик хранилища, определяющих экономику. Извлекаемый из недр уран и находящиеся с ним в равновесии продукты распада являются в основном долгоживущими альфа-­излучателями, которые в большинстве случаев опаснее бета-излучателей продуктов деления и активируемых нейтронами конструкционных элементов реактора, включая активную зону, органы регулирования, теплоноситель, замедлитель, внутрикорпусные устройства, корпус и другие элементы, относящиеся к радиоактивным отходам по уровню удельной активности.

Термин «радиоактивные отходы» можно было бы заменить на «радиоактивные продукты» ввиду возможности полезного использования большого числа радионуклидов, однако в настоящее время принято все радиоактивные продукты обозначать как отходы. Будем рассматривать только первичные отходы, образующиеся непосредственно в нейтронном поле реактора. Основной вклад в активность этих отходов вносят высокоактивные продукты деления и актиноиды. Отходы низкой и средней активности дают лишь небольшой вклад в общую активность отходов, но их большой объем создает серьезную проблему при развитии крупномасштабной ядерной энергетики. Ее решение состоит в резком снижении объема таких отходов, их компактировании и захоронении, непосредственно или после длительной выдержки.

Рассмотренные условия радиационно эквивалентного захоронения радиоактивных отходов и численные оценки позволяют надеяться на возможность достижения равновесия между забираемой ядерной энергетикой из недр земли активностью природного урана и отправляемой в нее для окончательного захоронения активностью отходов при выполнении ряда мероприятий не только в конечной, но и в начальной части ядерного топливного цикла. К этим мероприятиям относятся: изменение начальной части ядерного топливного цикла с выделением совместно с ураном таких элементов, как торий, радий и некоторых других; полное выделение из топлива при химической переработке актиноидов с их последующим сжиганием в ядерных реакторах, стронция и цезия — ​с полезным использованием; и длительная контролируемая выдержка отходов в специальных обслуживаемых хранилищах с возможным окончательным захоронением в тех же функциональных местах, откуда забираются тяжелые атомы для ядерной энергетики, при надлежащей химической и физической упаковке наиболее долгоживущих и опасных нуклидов. Применяемый для достижения радиационной эквивалентности рецикл актиноидов (Np, Am, Cm) не ухудшает существенно радиационную обстановку при изготовлении твэлов быстрых реакторов. Так, доза α-излучения на поверхности твэлов возрастает примерно в 100 раз, генерация нейтронов за счет спонтанного деления и (a, n)-реакций — ​в 140 раз по сравнению с рециклом только урана и плутония. Вклад нейтронов в полную дозу пренебрежимо мал. Незначительна также активация нейтронами близлежащих конструкционных узлов установки по изготовлению твэлов. Влияние рецикла актиноидов на активность и энерговыделение в топливе менее существенно, эти параметры повышаются примерно в 3−5 раз. Уровень β-излучения почти не изменяется. В то же время рецикл актиноидов в сочетании с длительной контролируемой выдержкой отходов позволяет приблизиться к радиационной эквивалентности при окончательном их захоронении и решить существенную экологическую проблему обращения с отходами.