Открытый и замкнутый ядерные топливные циклы. 
Переработка отработавшего ядерного топлива

В параграфе 8.7 мы говорили о том, что основу современной ядерной энергетики мира составляют водо-водяные реакторы. Связанный с ними ЯТЦ может быть открытым и замкнутым. Рассмотрим гипотетическую ситуацию — ВВЭР реактор, работавший на топливе, содержащем 5% ²³⁵U, останавливается с целью перезагрузки топлива. Отработавшее топливо имеет примерно следующий состав: 95% — ²³⁸U,.

3% — продукты деления, 1% — плутоний и 1% — ²³⁵U. Это очень дорогое вторичное сырье, но в то же время крайне опасное. Помимо таких реакторов имеется и значительное количество реакторов, использующих ядерное топливо с содержанием ²³⁵U от 10 до 60%. Речь идет, в первую очередь, о силовых военных и научно-исследовательских реакторах. Объем отработавшего топлива, по сравнению с тем, который возникает на АЭС, здесь существенно меньший. Содержание ²³⁵U в ОЯТ таких реакторов часто превосходит 10%, а содержание трансурановых элементов мало. ОЯТ, получаемый здесь, несомненно является ценным вторичным сырьем.

Перед правительствами СССР, США, Англии, Франции, а затем и других стран встал вопрос, что делать с нарабатываемым ОЯТ. Эти страны имели радиохимические заводы, которые были построены для наработки плутония. Однако режим облучения топлива был совсем другой, а требования к охране окружающей среды определялись только желаниями правительств получить как можно больше плутония. Во всех странах естественным желанием было использовать военные технологии для новых задач. В таких условиях и определялась позиция по поводу замкнутости или разомкнутости ЯТЦ.

В США в 1950 г функционировали четыре государственных комплекса по переработке облученного ОЯТ для военных целей. В начале 1960;х гг. в связи с потребностями коммерческой переработки ОЯТ было начато строительство коммерческих радиохимических заводов, но в эксплуатацию был сдан только один — в 1966 г. в местечке в Вест Вэлли, Нью-Йорк. Большие технические, политические и экономические трудности привели к тому, что даже этот завод был закрыт в 1972 г., и с 1977 г. в США действует запрет на переработку ядерного топлива. В США, а затем и в Канаде, вошел в практику экологически и экономически обоснованный открытый ядерный цикл. ОЯТ стали складировать до лучшего времени, а к 1998 г. должно было быть введено в эксплуатацию огромное хранилище в Юта Маунтин. Однако этого не произошло, и хранилище не введено в эксплуатацию. Франция и Англия пошли другим путем, там возобладала поддержка государства этой отрасли производства и начала функционировать коммерческая переработка ОЯТ.

В России была официально провозглашена концепция замкнутого ЯТЦ, которая предусматривает радиохимическую переработку ОЯТ. В качестве мотивировки выступали: комплексное использование ценных компонентов ОЯТ и уменьшение количества отходов для захоронения. В административном плане вообще ничего не изменилось и все осталось в том ведомстве, которое с 1949 г. занимается наработкой ядерных материалов. В конечном счете произошла только модернизация радиохимического производства в ПО «Маяк», и в России сложилась специфическая ситуация несогласованности различных планов и реальной действительности.

Поясним это на одном из примеров. Пусть реактор РБМК-1000 отработал свою кампанию. В свежем топливе было > 2% ²³⁵U, а в отработавшем топливе его осталось —0,3%. Удельная активность ОЯТ не меньше, чем в случае ВВЭР реактора, а концентрация ²³⁵U такая же, как и в обедненном уране, образующемся на обогатительных фабриках. Если там экономически невыгодно более глубоко извлекать ²³⁵U в отсутствие продуктов деления и трансурановых элементов, то добывать ²³⁵U из ОЯТ реакторов РБМК представляется абсурдным. В то же время признать, что это не ОЯТ, а ВАО, никто не хочет, так как это было бы признанием своих ошибок в планировании АЭС и их инфраструктуры. Поэтому ОЯТ РБМК-1000 складируется просто на территориях, принадлежащих АЭС, что в экологическом плане не удовлетворительно. Произошли и первые отправки такого ОЯТ в ГХК, но опять же, только для хранения там.

Реакторы РБМК-1000 дают около половины электроэнергии и не менее половины ОЯТ. Оставшаяся половина выработки электроэнергии обусловлена в основном работой ВВЭР-1000, но и их ОЯТ только после 2010 г. начали перерабатывать. Следовательно, разговоры об успехах России в деле переработки ОЯТ выглядят преждевременными. Огромные расстояния, на которые нужно перевозить контейнеры с ОЯТ, делают подобное мероприятие экологически неприемлемым.

Радиохимические заводы военной и гражданской направленности явились основными факторами постоянного воздействия ЯТЦ на окружающую среду в локальном и региональном масштабах. Исторически сложились два типа производства. В каждом из них есть сбросы, выбросы и места хранения отходов. В экологическом плане основное различие заключается в том, куда производят технологические сбросы, так как неаварийными выбросами по сравнению со сбросами, в первом приближении, можно пренебречь. При Российском способе переработки ОЯТ плановые и аварийные сбросы так или иначе поступают на территорию своей страны и там адсорбируются в почвах лесов, лугов и в донных осадках озер и рек. При английском и французском способах производства большая часть сбросов поступает в море и там разбавляется.

Такой способ, конечно, удобен для собственников производства, но вызывает недовольство соседей. Даже в Баренцевом море экологическую обстановку в 1970—1990;х гг. определяли не российские сбросы, а радионуклиды из Селлафилда, Ла Аг и Маркуле. Производительность всех гражданских радиохимических заводов в 1989 г. составила^[1] —3300 ттод"^[1] (см. приложение 21). Эта деятельность сопровождалась выбросом в окружающую среду огромного количества радионуклидов, некоторое представление о котором дает приложение 22. Мы видим, что количество дозообразующего радионуклида ¹³⁷Cs, сброшенного, в основном, в Селлафилде, составляет —40 ПБк, что уже сопоставимо с 919 ПБк, образованными и глобально рассеянными в атмосфере в результате ядерных испытаний в открытых средах. В период 1985— 89 гг. нормированные эффективные дозы от переработки ОЯТ превосходили дозы от работы реакторов в —25 раз.

Величины выбросов и сбросов зависят от используемой технологии переработки, вида перерабатываемого топлива и, конечно, от его количества. Например, завод в Ла Аг в 1980 г. сбрасывал в —10 раз меньше ⁹⁰Sr и в —100 раз меньше ¹³⁷Cs, чем завод в Селлафилде.

В то же время мы знаем, что результаты процессов деления ядер не зависят от того, где находится реактор или завод по переработке ОЯТ. Следовательно, то, что не сброшено, должно хранится на предприятии или выбрасываться нелегальным образом. К началу 2001 г. в Селлафилде было переработано —29 000 т ОЯТ, а в Ла Аг —23 000 т ОЯТ. Это значит, что если в Селлафилде было сброшено в море —40 ПБк ¹³⁷Cs, а в Ла Аг — нет, то примерно такое же количество ¹³⁷Cs хранится там на территории. Когда мы говорим о сбросах, то речь идет не о всем ¹³⁷Cs, получающемся при переработке ОЯТ. Значительная его часть складируется в САО и ВАО на промышленных площадках. Последнее обстоятельство вызывает особую озабоченность экологов, так как экономические соображения приводят к тому, что на всех радиохимических предприятиях этому аспекту их деятельности не уделяется должного внимания.

Оценим воздействие военного производства на окружающую среду и человека. Согласно различным и независимым оценкам, всеми странами для военных целей было произведено —255 т ²³⁹Ри. Кроме того, на этих же реакторах производился и производится тритий для восполнения того его количества, которое постоянно распадается в термоядерных бомбах. За все время на тех же реакторах, на которых нарабатывался плутоний, было произведено —350 кг трития. Наработка этого количества трития эквивалентна работе реакторов, необходимой для производства еще —25 т ²³⁹Ри.

В реакторах, оптимизированных для наработки плутония, производство 1,1 т ²³⁹Ри эквивалентно производству 1 ГВттод электроэнергии. Таким образом, наработка —245 т ²³⁹Ри эквивалентна производству —223 ГВттод электроэнергии. Заметим, что это нижняя оценка. Известно, что производство 1 ГВттод электроэнергии на гражданских реакторах сопровождается коллективной дозой 4 чел.-Зв локально и 200 чел.-Зв глобально. Следовательно, наработка военного плутония при штатной работе реакторов сопровождалась коллективными дозами: 890 чел.-Зв локально и 44 500 чел.-Зв глобально. Заметим, что значительное количество ядерных зарядов было изготовлено на основе ²³⁵U, однако это не связано с работой реакторов. Воздействие этого производства значительно меньше и экологические последствия его детально не изучались.

Что касается локального облучения, то в то время, когда были максимальные технологические и аварийные выбросы, наблюдениям за их последствиями уделяли мало внимания. Особенно это верно для СССР. Поэтому мы имеем только косвенные сведения по отдельным радионуклидам или их группам. Что касается США, то основные выбросы в атмосферу наиболее экологически значимого ¹³¹1 были в 1944;46 гг. и составили —18 ПБк, а в период до 1956 г. — 20 ПБк, что приводило к дозам на щитовидную железу —10 Зв в 1945 г. и коллективной дозе —8000 Зв до 1956 г. Данных по выбросам других радионуклидов нет, так же, как и по сбросам в р. Колумбия, которая, в отличие от р. Течи, многоводная и впадает через несколько десятков километров в Тихий океан.

Совершенно иная ситуация на ПО «Маяк». Здесь население, живущее вдоль р. Теча, получало не только внутреннее облучение, но даже и внешнее. Эта совершенно уникальная ситуация — существенное внешнее облучение населения, была обусловлена у-излучением ¹³⁷Cs, ¹⁰⁶Ru и ⁹⁵Zr, оседавших в пойме реки, на листьях садов и даже внутри домов. Внутреннее облучение было в основном обусловлено потреблением воды и местных продуктов, содержащих ⁸⁹Sr, ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs и другие радионуклиды. Средняя суммарная эффективная доза в деревне Метлино в 7 км от промплощадки достигала 1,4 Зв. Заметим, что о выбросах в тот период, например ¹³¹1, просто ничего не известно, но они были никак не меньше, чем в США в подобное время.

Поскольку во всех остальных странах наработано —10% плутония от того, что было наработано в СССР и США, вклад этих стран в суммарный баланс, в связи с грубостью оценок, можно не учитывать. Ожидаемая коллективная доза от исследований, разработки и производства ядерного оружия—100 000 чел.-Зв, что менее 1% от коллективной дозы, обусловленной ядерными испытаниями в атмосфере.

Контрольные вопросы и задания

• 1. Как происходит перенос и накопление радионуклидов в окружающей среде?
• 2. Что такое коэффициенты накопления? Каковы их характерные значения?
• 3. Что такое биоаккумулирование?
• 4. Что такое коэффициенты переноса?
• 5. Охарактеризуйте корневое поступление ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr в растительность.
• 6. Какую роль играют «дары природы» в формировании дозовой нагрузки на человека?
• 7. Что такое радиоактивные отходы и ОЯТ? В чем их принципиальное различие?
• 8. Перечислите основные пути образования радиоактивных отходов.
• 9. Расскажите о системах классификации РАО.
• 10. Какие РАО представляют наибольшую экологическую опасность?
• 11. Перечислите основные принципы хранения и обращения с РАО.
• 12. В чем заключаются различия в воздействии на окружающую среду предприятий открытого и замкнутого ЯТЦ?

• [1] На коммерческих установках по регенерации топлива: в Селлафилде, в Ла Аг, в Маркуле объем перерабатываемого топлива позволял получить энергию, эквивалентную —6% электроэнергии, производимой на атомных электростанциях мира.
• [2] На коммерческих установках по регенерации топлива: в Селлафилде, в Ла Аг, в Маркуле объем перерабатываемого топлива позволял получить энергию, эквивалентную —6% электроэнергии, производимой на атомных электростанциях мира.