3.3.5. Радиоактивные отходы ядерно-топливного цикла

Проблема обращения с радиоактивными отходами является одной из важнейших в промышленном использовании ядерной энергии. Главной отличительной особенностью атомной энергетики от других источников получения энергии является накопление значительных объемов радиоактивных отходов (далее – РАО), которые образуются практически на всех стадиях ядерно-топливного цикла.

К РАО относятся материальные объекты и субстанции, активность радионуклидов или радиоактивное загрязнение которых превышают уровни, установленные действующими нормативами, при условии, что использование этих объектов или субстанций в дальнейшем не предполагается. Их опасность обусловливается прежде всего тем, что содержащиеся в них радионуклиды могут рассеиваться в биосфере и приводить к негативному радиационному воздействию на человека и окружающую среду.

РАО – особый вид радиоактивных материалов различного агрегатного состояния (газы, растворы, материалы и изделия, биологические объекты). Они классифицируются по различным признакам: агрегатному состоянию, периоду полураспада, удельной активности, составу излучения и т.д. По агрегатному состоянию наибольшее распространение имеют жидкие РАО, которые образуются в производственных процессах АЭС, радиохимических заводов, исследовательских центров.

На всех этапах ЯТЦ также накапливаются значительные количества твердых РАО, в частности в реакторах АЭС общей электрической мощностью 1 ГВт за год образуются 300–500 м 3 твердых отходов, а от переработки облученного топлива еще 10 м 3 высокоактивных РАО, 40 м 3 отходов средней активности, 130 м 3 отходов низкой активности.

Для обращения с РАО разрабатываются соответствующие национальные нормы, правила и стандарты, основанные на рекомендациях Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) и Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ). В табл. 3.9–3.12 приведены классификации РАО, принятые в Украине.

Для разделения РАО на типы используется критерий, учитывающий допустимость их захоронения в поверхностных (приповерхностных) хранилищах, альтернативой которому является захоронение РАО в стабильных геологических формациях. По этому критерию РАО подразделяют на два типа: короткоживущие, долгоживущие (см. табл. 3.9).

Довгоживущие РАО – отходы, уровень освобождения которых от контроля со стороны органа государственного регулирования достигается через триста лет и выше после их захоронения.

Короткоживущие РАО – отходы, уровень освобождения которых от контроля со стороны органа государственного регулирования достигается раньше, чем через триста лет после их захоронения.

По показателю «уровень изъятия», установленному для разных групп радионуклидов, все РАО подразделяются на четыре группы (см. табл. 3.10).

В категории гамма-излучающих РАО с неизвестной удельной активностью применяется классификация, которая подразделяет их на низко-, среднеи высокоактивные по критерию мощности поглощенной в воздухе дозы на расстоянии 0,1 м от поверхности, на которой находятся РАО (см. табл. 3.12).

Таблица 3.9 Классификация РАО, основанная на критерии допустимости (недопустимости) их захоронения в хранилищах разных типов

Тип РАО	Дозы потенциального облучения через 300 лет после захоронения	Тип возможного освобождения в период до 300 лет после захоронения	Тип захоронения РАО
Короткоживущие	Ниже уровня Б	Полное, ограниченное	Поверхностное или приповерхностное
Долгоживущие	Выше уровня А	Не рассматривается	В стабильных геологических формациях

Таблица 3.10 Классификация твердых радиоактивных отходов по критерию «уровень изъятия»

Группа РАО	Твердые РАО	Уровень изъятия, кБк·кг-1
1	Трансурановые α-излучающие радионуклиды	0,1
2	α-излучающие радионуклиды (за исключением трансурановых)	1
3	β-, γ-излучающие радионуклиды (за исключением отнесенных к группе 4)	10
4	3H, 14C, 36Cl, 45Ca, 53Mn, 59Fe, 63Ni, 93mNb, 99Tc, 109Cd, 135Cs, 147Pm, 151Sm, 171Tm, 204Tl	100

Примечание: При наличии в составе радиоактивных отходов нескольких радионуклидов, которые принадлежат к одной группе, их удельные активности суммируются.

Таблица 3.11 Классификация твердых и жидких РАО по критерию удельной активности

Категории РАО	Интервал значений удельной активности твердых РАО, кБк·кг-1				Интервал значений удельной активности жидких РАО в единицах кратности
	α		β γ
	Группа 1	Группа 2	Группа 3	Группа 4
Низкоактивные	> 10-1; < 101	>100; <102	> 101; < 103	> 102; < 104	> 1       < 102
Среднеактивные	≥ 101; < 105	≥ 102; < 106	≥ 103; < 107	≥ 104; < 108	≥ 102; < 106
Высокоактивные	≥ 105	≥ 106	≥ 107	≥ 108	≥ 106

Примечания:

• Распределение на группы 1–4 отвечает классификации в табл. 3.10.
• Для отходов, которые являются смесью РАО разных радионуклидов, категория устанавливается по наиболее высокой компоненте, входящей в смесь.
• Категория высокоактивных РАО подразделяется на две подкатегории: «низкотемпературные», удельное тепловыделение которых в местах временного хранения или в захоронениях не превышает 2 кВт·м^-3; высокоактивные РАО, удельное тепловыделение которых составляет 2 кВт·м^-3 - и более.

Таблица 3.12 Классификация РАО с неизвестным радионуклидным составом (НРС) и неизвестной удельной активностью по критерию мощности поглощенной в воздухе дозы на расстоянии 0,1 м от поверхности объекта (контейнера)

Категория РАО НРС	Мощность поглощенной в воздухе дозы, мкГр·год-1
Низкой активности	> 1; ≤ 100
Средней активности	> 100; ≤ 10000
Высокой активности	> 10000

В большинстве стран, имеющих АЭС и урановые объекты, накопились значительные количества РАО. Много отходов образуется при переработке отработанного ядерного топлива (например в России таких предприятий 16). Его переработка порождает массу сложных проблем, в первую очередь связанных с радиационной и экологической опасностью высокоактивных отходов переработки.

Высокоактивные РАО от переработки топлива так же, как и высокоактивные отходы, возникающие при эксплуатации АЭС, содержат радионуклиды, полученные в процессе ядерных реакций: продукты деления и трансурановые элементы (ТУЭ), которые образуются из атомов 2 8 U в активной зоне ядерного реактора при поглощении ими нейтронов с последующим β -распадом. Эти высокоактивные отходы составляют по объему около 3% всех радиоактивных отходов, образующихся в мире, но они содержат до 95% всей активности. За счет высокой активности РАО характеризуются большим тепловыделением, что требует дополнительных мер при их хранении и захоронении.

Радионуклидный состав продуктов деления очень сложный и зависит от времени облучения и динамического равновесия их образования, выгорания и α -распада. Наряду с продуктами деления, отходы АЭС и отходы от переработки топлива содержат активированные продукты коррозии оболочек топлива и оборудования, реагенты, предусмотренные химико-технологическими процессами, а также трансурановые элементы – изотопы урана, плутония, нептуния, америция и др.

Наличие ТУЭ в отходах сильно усложняет проблему их безопасного захоронения. Радиационная опасность таких отходов обусловлена большими периодами полураспада ТУЭ и высокой радиоактивностью, что требует их изоляции на сроки более 10 4 лет. Потенциальную опасность таких отходов можно снизить путем преобразования ТУЭ в относительно короткоживущие продукты деления. Для этого планируется осуществлять их нейтронное облучение в реакторах на быстрых нейтронах или на линейных ускорителях заряженных частиц. Однако на сегодня такие операции, получившие название «трансмутации», очень дороги и не используются в промышленных масштабах.

Страны с развитой ядерной энергетикой придерживаются разных концепций обращения с отработанным ядерным топливом (ОЯТ) и РАО:

Стабилизация – специальная переработка ОЯТ с дальнейшей фиксацией радионуклидов в нерастворимых матрицах, приспособленных для продолжительного хранения. Такие принципы обращения с РАО приняты в Великобритании, Франции и Японии.

Захоронение – если ОЯТ не подвергается обработке и соответственно все высокорадиоактивные изотопы остаются в нем. В этом случае обращение с ОЯТ аналогично технологии обращения с высокоактивными отходами (относительно ОЯТ такое окончательное удаление называется «прямым» окончательным захоронением). При этом предусмотрены определенная выдержка ОЯТ и его дальнейшее захоронение в глубоких геологических формациях. Такой путь рассматривают США, Финляндия, Швеция.

Отложенное решение – долгосрочное хранение ОЯТ, что позволяет принять решение об их дальнейшем использовании через определенное время в случае положительных предпосылок (наличие эффективных технологий, экономические факторы). Такой путь избрали Аргентина, Дания, Испания, Канада, Литва, Германия, Норвегия, Южная Корея, Польша, Словакия, Венгрия, Чехия, Хорватия. Украина также приняла решение о таком пути обращения с ОЯТ.

а

 

б

Рис. 3.21. Контейнеры для сухого хранения ОЯТ: а – СХОЯТ Запорожской АЭС; б – доставка контейнеров с ОЯТ в зону хранения

Переработка ОЯТ для добычи из него компонентов и веществ, использование которых экономически целесообразно. Однако для этого необходима соответствующая инфраструктура производственных мощностей и соответствующие средства. Этот путь реализуется в России.

Исходя из изложенного, видно, что проблема стратегии обращения с отработанным ядерным топливом АЭС и высокоактивными отходами остается дискуссионной. Многие специалисты считают, что ОЯТ нельзя рассматривать в качестве радиоактивных отходов, а следует использовать в будущем как энергетическое сырье для реакторов других типов, которые пока не находят коммерческого применения.

В настоящее время достаточно остро стоит проблема выбора мест захоронения РАО. Всемирная организация по вопросам ядерной энергии (Global Nuclear Energy Partnership) проанализировала ряд возможностей: захоронение РАО на дне океана; их перемещение в космос; вывоз РАО на отдаленные необитаемые острова; строительство могильников в ледяных толщах Антарктиды или Гренландии; строительство подземных хранилищ в стабильных геологических формациях. Последнему варианту в настоящее время отдается наибольшее предпочтение. Предлагаются альтернативные подходы, в которых отходы АЭС захороняются в урановых шахтах, т.е. возвращаются туда, откуда раньше добывали уран. Опыт Норвегии и Швеции указывает на целесообразность захоронения РАО в могильниках геологического типа (в коренных скальных породах или «стабильных геологических формациях»).

Как видно из приведенной выше информации, проблемы РАО и ОЯТ пока до конца не решены. В Украине отработанное ядерное топливо и высокоактивные отходы долгое время вывозились и в настоящее время вывозятся для переработки на заводы в Россию. Сегодня имеется позитивный опыт создания сухих хранилищ высокоактивных отходов непосредственно на промплощадке АЭС (рис. 3.21) или в отдельно расположенных хранилищах, где «топливо» выдерживается, значительно снижая свою радиоактивность. Подобный опыт уже реализован для хранения ОЯТ в Украине (Запорожская АЭС). В дальнейшем предлагается создание централизованного хранилища ОЯТ для других действующих АЭС.

Рис. 3.22. Оценочные данные относительно накопленных объемов РАО в Украине с учетом источников их образования

Таблица 3.13 Номенклатура РАО Украины по видам технологий атомной энергетики и внетехнологических источников

Производство и процессы	Виды радиоактивных отходов
1. Предприятия ЯТЦ	Жидкие РАО	Твердые РАО
1.1. Добыча и обогащение урановой руды	Шахтные воды, маточные растворы	Отходы потребления, хвосты после выщелачивания
1.2. Обогащение урана и изготовление тепловыделяющих элементов и сборок	Маточные растворы и промышленные воды	Отходы потребления, остатки от переработки
1.3. Производство электрической и тепловой энергии на атомных станциях	Промышленные воды, контурные воды, растворы дезактивации, регенераторы, пульпа	Фильтры, оборудование, одежда, изоляционные материалы, оборудование первого контура
1.4. Радиохимические технологии на перерабатывающих предприятиях ЯТЦ	Промышленные воды, воды санитарных про- пускников и спецпрачеч- ных, растворы дезактивации, регенераторы, однохвостовый раствор, пульпа	Фильтры, оборудование, одежда, оболочки твэлов
1.5. Вывод объектов атомной промышленности из эксплуатации, утилизация блоков и конструкций	Воды санпропускников и спецпрачечных, промыш- ленные воды, контурные воды, растворы дезакти- вации, регенераторы, пульпа	Одежда, средства индиви- дуальной защиты, оборудо- вание, изоляция, кабельная продукция, строительный мусор, облицовка, оборудова- ние первого контура, детали реактора
2. Реабилитация территорий, загрязненных в результате эксплуатации объектов и аварий- ных ситуаций
2.1. Территории, радиоак тивно загрязненные в результате аварий (США – зона возле АЭС «Три- Майл-Айленд», Украина – зона отчуждения ЧАЭС и др.)	Вода и иловые отложения водоемов-охладителей и накопителей; загряз- ненные грунты и подзем- ные воды, воды бассейнов выдержки, гидроокисли- тельные пульпы бассейнов-хранилищ	Радиоактивно загрязненный грунт, твердые РАО, отходы дезактивации хранилищ
2.2. Объект «Укрытие»

Стратегически такой путь рассматривается и относительно последующего развития атомной энергетики. Максимальный планируемый срок эксплуатации централизованного хранилища ОЯТ – до 100 лет. При этом обязательным условием является создание системы радиоэкологического мониторинга и контроля зоны влияния хранилища.

В Украине деятельность по обращению с РАО подпадает под действие ряда законодательных актов, а именно законов Украины «Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности», «О защите человека от влияния ионизирующего излучения», «О добыче и переработке урановых руд», «Об обращении с радиоактивными отходами», «Об Общегосударственной целевой экологической программе обращения с радиоактивными отходами».

Таблица 3.14 Оценочные показатели дозовых нагрузок для различных этапов ЯТЦ

Основные этапы	Оценки ожидаемой коллективной эффективной эквивалентной дозы (чел.-Зв) на 1 ГВт электроэнергии
	Персонал	Население
Добыча топлива	0,9	0,5
Обогащение	0,1	0,04
Изготовление твэлов	1	0,0002
Реакторы	10	4
Регенерация РАО	10	1
Захоронение отходов	опыт отсутствует	?

В процессе производственной деятельности ЯТЦ Украины образуются разные виды РАО (рис. 3.22, 3.23), их номенклатура помещена в табл. 3.13.

Рис. 3.23. Данные об оценке объемов долгоживущих РАО в Украине

Сравнительные данные относительно удельных дозовых нагрузок, получаемых персоналом и населением на каждой стадии производственных процессов ЯТЦ, в пересчете на 1 ГВт электроэнергии, приведены в табл. 3.14.

Подводя итог, необходимо подчеркнуть, что актуальность проблемы РАО с каждым годом будет нарастать. Обосновывается это прогнозными оценками МАГАТЭ, согласно которым в ближайшие годы нужно будет снимать с эксплуатации более 65 ядерных реакторов АЭС и 260 используемых в научных сферах ядерных устройств, срок эксплуатации которых (30 лет), подходит к завершению.