Газета 'Промышленные ведомости'
Главная Подшивка Подписка Редакция Партнерство Форум
«ПВ» №10-12 октябрь, декабрь 2010  -  cодержание номера 

Экологические проблемы АЭС и их решения

Антонова А. М.

доцент кафедры атомных и тепловых электростанций
Томского политехнического университета

Как любая крупномасштабная техногенная деятельность человека и как любой энергетический объект, атомные электростанции влияют на состояние экосистемы. Радиационный фактор является барьером в общественном сознании для атомной энергетики при выборе вида энергоисточника, поскольку сформировалось неадекватное восприятие техногенных рисков различной природы. Поэтому существует опасность принятия потенциально опасных решений, связанных фактически с большим суммарным риском, чем опасность самих АЭС.

Радиация – один из многих естественных факторов воздействия окружающей среды. Основную часть облучения население земного шара получает от естественных источников радиации. Уровни естественного излучения варьируются в довольно широких пределах, и наш организм не только подготовлен к заметному радиационному воздействию, но и в значительной степени им сформирован: разделение полов, иммунные и репарационные генетические механизмы являются инструментами эволюции в борьбе, прежде всего, с радиационным фоном.

Техногенное радиоактивное загрязнение происходит от радионуклидов, период полураспада которых составляет несколько минут. Такие вещества называются биологически значимыми радионуклидами. В России основные проблемы радиоактивного загрязнения окружающей среды связаны с прошлой деятельностью предприятий атомной промышленности.

Экологические проблемы злектроэнергетики

Сегодня общепризнано, что не существует способов получения электроэнергии, не сопряженных с риском возможного вреда. Вопрос, какая электростанция характеризуется большим удельным выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду – атомная или угольная звучит риторически. Известно, что больший удельный выброс на единицу произведенной электроэнергии дает угольная станция. В угле всегда содержатся природные радиоактивные вещества – торий, два долгоживущих изотопа урана, продукты их распада (радий, радон и полоний), а также долгоживущий радиоактивный изотоп калия – калий-40. При сжигании угля они практически полностью попадают во внешнюю среду. При этом удельная активность выбросов угольных ТЭС в 5–10 раз выше, чем на АЭС.

Значительная доля природных радионуклидов, содержащихся в угле, скапливается в шлаковых отвалах ТЭС и попадает в организм людей по пищевым цепочкам при размытии водой. В тонне золы на ТЭС содержится до 100 г радиоактивных веществ. На АЭС такой канал их распространения отсутствует вообще, поскольку технологии обращения с удаленным из реактора облученным ядерным топливом (ОЯТ) исключают его контакт с внешней средой. В целом же радиационное воздействие ТЭС на население оказывается примерно в 20 раз выше, чем АЭС равной мощности. Но в обоих случаях оно многократно меньше влияния естественного фона.

Выбросы ТЭС содержат, главным образом, элементы, активно участвующие в жизненном цикле. При этом многие специфические вещества, обладающие высокой биологической опасностью, в выбросах ТЭС не нормируются. При сжигании угля, кроме золы и сажи, образуются двуокись углерода, создающая парниковый эффект; токсичные газы (оксиды углерода, серы, азота и ванадия), вызывающие кислотные дожди и кислотные отравления; сложные полициклические ароматические углеводороды канцерогенного воздействия (бензапирен и формальдегид); пары соляной и плавиковой кислот; токсичные металлы (мышьяк, кадмий, ртуть, свинец, таллий, хром, натрий, никель, ванадий, бор, медь, железо, марганец, молибден, селен, цинк, сурьма, кобальт, бериллий), которые могут вызывать в 1000 раз больше смертей, чем ядерные отходы.

Дальнейшее развитие тепловой энергетики на угле, нефти, газе, сланцах, торфе приведет к глобальным изменениям климата и свойств атмосферы. при этом необходимо проводить сопоставление не просто электростанций на различных видах топлива, но и их топливных циклов, включающих операции по добыче, транспортировке, подготовке, переработке топлива.

Имеющиеся данные в разных странах свидетельствуют: по вредному воздействию на человека атомная промышленность находится на 20 месте – впереди угольная, нефтяная, топливная электроэнергетика и др.

Исследования показали, что годовая доза дополнительного для живущих вблизи АЭС излучения (0,01–0,05 мЗв/год) сравнима с дозой однократного рентгеновского снимка зубов, почти в 10 раз меньше дозы облучения телезрителя (0,48 мЗв/год), и в 20 раз меньше среднего естественного фона на поверхности Земли (1 мЗв/год). Для населения риск смерти от различных причин изменяется в исключительно широких пределах: от 10-9 до 10-2 1/(чел.•год).

Минимальный фиксируемый риск 10-9 соответствует отдельным небольшим событиям, происходящим в среде обитания человека и приводящим к гибели нескольких человек во всем мире ежегодно. Уровень риска смерти более 10-2 представлен особо опасными видами профессиональной и непрофессиональной деятельности. Риск от проживания вблизи АЭС оценивается в 7•10-7. Дозы облучения населения в районах функционирования предприятий атомной отрасли неотличимы от региональных значений естественного фона.

Ядерная энергетика положительно решает многие экологические проблемы, не потребляет ценного природного сырья и атмосферного кислорода, не выбрасывает в атмосферу парниковые газы и ядовитые вещества, и стабильно обеспечивает получение самой дешевой энергии.

При истощении запасов органического топлива использование ядерного топлива – пока единственно реальный путь надёжного обеспечения человечества необходимой ему энергией, менее опасный для здоровья человека и окружающей среды. Атомная энергетика, замещая тепловую энергетику, сможет сыграть существенную роль в сокращении выбросов углекислого газа, и разрешении многих других экологических проблем. Все российские АЭС имеют явно выраженные экологические преимущества в сравнении с другими видами промышленной деятельности.

Здесь следует сделать оговорку. Общепризнанно, что АЭС при их нормальной эксплуатации в экологическом отношении чище тепловых электростанций на угле, однако при авариях АЭС могут оказывать существенное радиационное воздействие на людей и экосистемы. Право на существование атомная энергетика имеет только в случае обеспечения предельно высокого уровня безопасности её предприятий, и недопущения какого-либо выноса радиоактивных продуктов из технологического оборудования за пределы, ограниченные технологическими помещениями (барьеры безопасности) при любых обстоятельствах.

Требование безаварийности

Поступление в окружающую среду радиоактивных загрязнителей вследствие аварий на АЭС ограничено санитарно-гигиеническим законодательством. Локализующие системы АЭС обеспечивают непревышение этих нормативов, обычно с запасом. За последние 10 лет в российской ядерной отрасли не произошло ни одного события уровня 4 и выше по международной восьмибалльной шкале INES (International Nuclear Event Scale). Событий третьего уровня за это время было шесть, причем ни одно из них не имело последствий для населения.

Количество ядерных аварий высоких уровней за более чем 60 лет атомной истории в мире исчисляется единицами. Авария 7-го уровня была лишь одна – Чернобыльская (1986 г.). После Чернобыльской аварии были осуществлены меры по повышению безопасности АЭС, особенно по безопасности реакторов типа РБМК-1000, имеющие положительные результаты. Введены в действие многоступенчатые системы аварийной защиты, срабатывающие при малейших сбоях в работе оборудования станций. Анализ вероятностных показателей безопасности показал, что частота повреждений активной зоны от внутренних исходных событий для действующих АЭС составляет ~10-5 1/(реактор.год), а для перспективных проектируемых – менее 10-5 1/(реактор.год).

Созданы и использованы надёжные методы защиты от ядерного «разгона». Они основаны на самогашении реакции деления при отклонении эксплуатационных режимов от регламента за счёт отрицательной связи мощностного возмущения и реактивности системы, и использовании физических свойств конструкции активной зоны и материалов без необходимости введения энергии извне для срабатывания системы аварийной защиты. При этом определены условия отвода тепла, обеспечивающие нерасплавление активной зоны даже при отказе оборудования принудительной циркуляции теплоносителя.

В настоящее время доказано, что атомные электростанции могут быть созданы с высокими показателями надежности и безопасности, обеспечивающими выполнение самых строгих требований по снижению загрязнения окружающей среды радиоактивными и другими вредными веществами. Самый яркий пример обеспечения экологической безопасности – транспорт ядерного топлива и радиоактивных веществ.

За сорок лет этой широкомасштабной деятельности не было ни одного происшествия с тяжело пострадавшими от радиации. За те же годы транспорт жидкого и газообразного органического топлива сопровождался авариями, унесшими многие десятки, если не сотни тысяч человеческих жизней, включая, по крайней мере, четыре ужасные катастрофы (три взрыва на трубопроводах и одна авария автоцистерны), в каждой из которых погибли примерно по пятьсот человек.

Концепция экологической безопасности АЭС

В настоящее время принято обосновывать экологическую безопасность атомных электростанций при их проектировании в несколько стадий.
В начале работ, до проектирования АЭС, разрабатывается концепция ее экологической безопасности, в которой оценивается состояние окружающей среды в районе предполагаемого строительства и определяется уровень допустимых воздействий на природное окружение.

Затем, в рамках технико-экономического обоснования (ТЭО) разрабатывается оценка воздействий АЭС на окружающую среду, а далее, уже на стадии проекта разрабатывается обоснование экологической безопасности, в котором подтверждается соответствие технических решений требованиям концепции охраны окружающей среды в регионе. Эти материалы тщательно анализируются в рамках экологической экспертизы, проводимой независимыми экспертами.

Малое радиационное воздействие АЭС на окружающую среду обусловлено тем, что санитарно-гигиеническое законодательство (НРБ и СП АС) установило дозовую квоту для АЭС в размере 5% ПД – 0,25 мЗв/год, что равно 1/4-1/5 естественного фона.

При проектировании и эксплуатации АЭС жестко регламентированы правила и нормы радиационной безопасности, размещения и концентрации мощностей атомных станций, проектирования, конструирования, изготовления и эксплуатации оборудования и трубопроводов АЭС, устройств и эксплуатации систем управления технологическими процессами, систем надежного электроснабжения и систем локализации атомных станций, строительства, ввода в эксплуатацию и эксплуатации АЭС, организации контроля загрязнений природной среды в районе расположения станции и учета ядерных делящихся материалов.

Природоохранная деятельность на АЭС связана с соблюдением требований экологической безопасности и обеспечивается за счет контроля эффективности газо- и водоочистных сооружений, соблюдения установленных нормативов выбросов в атмосферу, сбросов сточных вод, образования и размещения опасных отходов, повышения экологической культуры персонала и других организационно-технических мероприятий. Рациональное природопользование на АЭС достигается применением ресурсосберегающих технологий и снижением объемов потребления природных ресурсов.

На АЭС происходит три процесса преобразования энергии: ядерная энергия переходит в тепловую, а затем, так же, как на обычных тепловых электростанциях, тепловая энергия преобразуется в механическую, механическая – в электрическую. Тепло, отбираемое теплоносителем в активной зоне реактора, используется для получения водяного пара, вращающего ротор турбины, сочлененного с ротором электрогенератора.

В ядерном реакторе протекает управляемая цепная реакция деления ядер тяжёлых элементов. Все АЭС строятся на ядерных реакторах двух типов: на тепловых и быстрых нейтронах. Реакторы на тепловых нейтронах, как более простые, получили во всём мире, в том числе и в России, наибольшее распространение. В нашей энергетике используется два типа реакторов на тепловых нейтронах – РБМК и ВВЭР, работающих соответственно по одноконтурной и двухконтурной схемам.

Источниками радиоактивности в первом контуре АЭС являются продукты нейтронной активации, образующиеся вне тепловыделяющих элементов (твэлов), и продукты деления, частично выделившиеся из твэлов в теплоноситель. Основная часть радиоактивных веществ, образующихся при работе реактора, остается в топливе. В вентиляционную трубу производится выброс радиоактивных газов и аэрозолей после их тщательной дезактивации в системе спецгазоочистки. При увеличении выбросов действия персонала регламентируются специально разработанной программой поиска источника выброса.

Суммарная расчетная активность выброса из вентиляционных труб атомных станций в режиме нормальной эксплуатации значительно ниже значений, регламентируемых санитарными правилами. АЭС, работающая в штатном режиме, выбрасывает в атмосферу лишь небольшое количество радиоактивных газов, из которых только йод участвует в жизненном цикле с малым периодом полураспада (через 8 суток йод теряет радиоактивность).

Часть радиоактивных веществ выводится из реактора в систему обработки и хранения жидких и твёрдых радиоактивных отходов. Другая часть становится отходами только после остановки станции на демонтаж или консервацию. Жидкими отходами на АЭС могут быть теплоноситель первого контура, протечки теплоносителя при нарушении герметичности оборудования, вода бассейнов выдержки отработавшего топлива, дезактивационные растворы, растворы от регенерации ионообменных фильтров, воды спецпрачечных, воды дезактивации оборудования и специального транспорта и др.

Практика показывает, что за год работы на АЭС в расчёте на 1 МВт электрической мощности образуется от 0,5 до 1,5 м3 среднеактивных жидких отходов. Жидкие отходы перерабатываются на АЭС с использованием методов дистилляции и ионного обмена. Концентраты отходов, ионообменные смолы и другие жидкие отходы собирают и направляют в специальные ёмкости-хранилища для среднеактивных отходов. В водоемы возможен только сброс нерадиоактивных вод. Таким образом, с точки зрения сбросов АЭС при нормальной работе можно считать безотходным производством.

Твёрдыми радиоактивными отходами на АЭС являются в основном отдельные детали или узлы реакторного оборудования, инструменты, предметы спецодежды и средств индивидуальной защиты персонала, ветошь, фильтры из систем газоочистки. Эти отходы после переработки (сжигание, прессование, плавление) складируются в специальных хранилищах-могильниках.

По показателю радиационного воздействия на человека и природное окружение нормально работающую АЭС также можно считать безотходным производством.
Следует отметить важность не только радиационных факторов возможных вредных воздействий АЭС на экосистему, но и тепловое и химическое загрязнение окружающей среды, механическое воздействие на обитателей водоемов-охладителей, и изменения гидрологических характеристик прилежащих к АЭС районов. Большое количество тепла, как и на ТЭС, отводится в окружающую среду от конденсаторов паровых турбин. Это неизбежное следствие второго закона термодинамики. Но на АЭС количество этого тепла приблизительно в 1,2 – 1,3 раза больше, чем на ТЭС, вследствие более низкого коэффициента полезного действия. При этом на ТЭС теплота отводится в атмосферу еще и с дымовыми газами.

Главная проблема в дальнейшем развитии АЭС – разработка экономичных, надёжных способов захоронения больших количеств радиоактивных отходов (РАО) и отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).

Концептуальные основы обращения с РАО

Специфика РАО требует применения особых методов обеспечения безопасности для человека и биосферы. Жидкие радиоактивные отходы хранят в специальных емкостях-хранилищах, открытых водоёмах и специальных бассейнах, подземных пластах-коллекторах, либо сбрасывают на специально выделенные участки морей и океанов. Технологии обращения с жидкими РАО требуют весьма высоких затрат: стоимость их переработки и хранения составляет 5 – 10 тыс. долларов/м3.

Обращение с твёрдыми радиоактивными веществами включает в себя хранение в металлических ёмкостях, цементирование, битумирование, прессование, сжигание, остекловывание.

Надёжная защита биосферы от жидких РАО возможна со значительно меньшими затратами, если использовать геологические барьеры безопасности. В мире накоплен опыт эксплуатации десятков тысяч скважин, через которые в подземные горизонты, залегающие на глубинах от нескольких сотен до нескольких тысяч метров, закачивались различные промышленные, токсические и радиоактивные отходы.

При подборе благоприятных геологических условий недра планеты способны удерживать в ограниченных объёмах различные вещества в твёрдом и жидком виде, сохраняя стабильность своих структур в течение миллионов лет. Благодаря высоким сорбционным характеристикам песчаных и глинистых пород подземные потоки воды только в слабой степени способны выщелачивать и переносить химические элементы. Поглощающая способность пластов-коллекторов, мощность и низкая проницаемость покрывающих глинистых слоёв служат надёжными барьерами безопасности закаченных жидких РАО.

В России действуют 17 глубоких хранилищ, в том числе три из них - для жидких РАО. В США эксплуатируются 560 нагнетательных скважин для удаления ежегодно 46 млн. м3 жидких токсичных промышленных стоков, имеются такие установки и в странах Европы, Азии, Австралии. Широкое развитие получила закачка отходов бурения на морских платформах (Северное море, Мексиканский залив, Аляска). Изоляцию жидких РАО от биосферных процессов в глубинных пластах-коллекторах следует рассматривать как инновационную природоохранную технологию. Выбор места строительства новых АЭС в оптимальных для этой технологии геологических условиях повысит экологическую безопасность и позволит значительно снизить экономические затраты на всех этапах жизни АЭС.

Отработавшее ядерное топливо

Отработавшее ядерное топливо – это облученное топливо. Оно получается при плановом (обычно от двух до семи лет) облучении ядерного топлива в активной зоне реактора. По сравнению со свежим топливом в его составе меньше содержание урана-235, поскольку он выгорает, зато накапливаются изотопы плутония, другие трансурановые элементы, а также осколки или продукты деления – ядра средних масс. С течением времени изменяются также и физические характеристики конструкционных материалов тепловыделяющих сборок. В определенный момент они становятся функционально непригодными для нормальной работы реактора и подлежат удалению из него.

Реактор ВВЭР мощностью 1000 МВт является источником 30 т ОЯТ ежегодно. Отработавшее топливо обычно перегружается из активной зоны с помощью специальной перегрузочной машины в бассейны выдержки, где хранится в течение 3–5 лет, при этом существенно снижается радиоактивность и тепловыделение, после чего становится возможным вывоз ОЯТ с площадки АЭС для переработки или длительного хранения.

Совокупность технологических операций, которые начинаются с выгрузки и промежуточного хранения ОЯТ, зависит от вида ядерного топливного цикла (ЯТЦ). Конечной стадией в разомкнутом ЯТЦ является захоронение ОЯТ, которые в данном случае классифицируются как радиоактивные отходы (РАО), в стабильные геологические формации. Захоронение высокоактивных РАО предполагает размещение их в хранилище без последующего изъятия при условии полной изоляции от биосферы. Концепция захоронения основана на сочетании природных и искусственных защитных барьеров.

В замкнутом ЯТЦ осуществляется переработка ОЯТ, которая заключается в извлечении урана и плутония. При выгрузке из реактора в 1 т ОЯТ содержится 950—980 кг U-235 и U-238, 5,5—9,6 кг плутония, а также 26 кК и других трансурановых радионуклидов (нептуний, америций, кюрий).

Переработку ОЯТ выбрали Франция, Великобритания, Франция и Россия. По концепции, принятой в России, отработавшее ядерное топливо не относится к РАО, кроме ОЯТ РБМК, которое пока не предлагается перерабатывать.

Ядерная энергетика, базирующаяся на полном топливном цикле, имеет перспективу для широкого развития при использовании реакторов на быстрых нейтронах. Многолетние исследования в нашей стране подтвердили возможности не только обеспечения их безопасности, но и промышленной переработки, обезвреживания и захоронения радиоактивных отходов с учётом требований экологии. Таким образом, замкнутый топливный цикл с расширенным воспроизводством топлива является основой долгосрочного развития ядерной энергетики.

В настоящее время в большинстве стран темпы наработки ОЯТ как по техническим, так и по экономическим причинам превосходят мощности его радиохимической переработки. Поэтому большая часть ОЯТ после выгрузки из реактора и выдержки в пристанционном хранилище направляется на длительное (десятки лет) хранение. Такой подход к организации ЯТЦ называется «отложенным».

Поскольку в результате радиохимической переработки ОЯТ образуется большой объем РАО, ряд стран – США, Канада, Швеция, Испания и др., используют долговременное (до 50 лет) хранение ОЯТ, что дает возможность подготовиться к захоронению, но не исключает в дальнейшем возможности его переработки. Эксперты США и Канады считают, что современный уровень химической технологии регенерации ОЯТ не соответствует требованиям экологической безопасности. Прямое захоронение ОЯТ пока нигде не осуществляется.

Для обеспечения безопасного хранения ОЯТ необходимо поддержание подкритичности в местах его массового хранения, а также соблюдать требования теплоотвода и водно-химического или газохимического режима с наружной стороны оболочек твэлов, поскольку оболочки представляют собой основной барьер на пути выхода радиоактивных продуктов.

В США, Канаде, Швеции, Швейцарии, Финляндии разработана концепция удаления отработавшего ядерного топлива в глубокие геологические формации, в вертикальные буровые скважины (или штреки) в кристаллических породах и соляных пластах. Захоронение планируется на глубинах не менее 500-600 м в шурфах, которые располагаются друг от друга на таком расстоянии, чтобы исключалась возможность ядерной реакции.

Все способы, относящиеся к этому варианту, могут быть объединены в три группы: хранение в поверхностных сооружениях, захоронение в глубокие геологические формации, и захоронение на дно морей и океанов. Каждое из этих направлений в свое время считалось надежным. Однако последнее из них в настоящее время уже запрещено, поскольку ненадежность его стала очевидной.

Демонтаж АЭС

Демонтаж АЭС по окончании ее эксплуатации (после исчерпания ресурса) является чрезвычайно сложным и экологически опасным процессом. В предстоящие 10-20 лет предстоит строительство десятков АЭС и одновременно вывод из эксплуатации более десяти атомных энергоблоков. После дезактивации всего оборудования и его разрезания на детали, на хранение (захоронение) поступит около 20 000 м3 РАО, что потребует примерно 0,5 млрд. долларов. В США все расходы на снятие с эксплуатации и демонтаж реактора PWR (аналог ВВЭР) мощностью 1000 МВт (э) оцениваются в 200 – 264 млн. долл.

Геоэкологи предлагают такое решение проблемы: минимум дезактивации, минимум разборки оборудования, фиксация в здании реактора барьерами безопасности остатков радиоактивного оборудования, включая корпус реактора и основные трубопроводы, и создание на его месте «техногенного месторождения» металлов. Теплоноситель реактора и дезактивационные воды, если позволяют геологические условия в месте расположения АЭС, можно удалить в глубинные пласты коллекторы.

Планируемые к строительству АЭС должны размещаться с учётом потребностей в энергии, наличия соответствующей инфраструктуры, транспорта, промышленности, кадров и т.п. Игнорирование условий обращения с РАО в период эксплуатации АЭС и после её останова приведёт к потерям примерно в миллиард долларов. При выборе места строительства АЭС нужно учитывать также геологические условия для сооружения полигона, предназначенного для изоляции жидких РАО.

В России имеются возможности расширения применения технологии глубинной изоляции РАО и других промышленных стоков. В соответствии с картой условий для возможности использования этой технологии на территории РФ, составленной ФГУП Гидроспецгеология, более 60 % территории характеризуется благоприятными для этих целей условиями. Для уточнения таких мест и «привязки» к ним новых АЭС при выдаче технических заданий на их проектирование должны обязательно планироваться соответствующие изыскательские работы.

Мониторинг

Для обеспечения экологической безопасности требуется достоверная, полная и своевременная информация о состоянии природных ресурсов, качестве окружающей среды и уровне ее загрязнения в районах расположения АЭС. Производственный экологический мониторинг, выполняемый экологическими службами АЭС позволяет получать, обрабатывать и анализировать информацию для оценки состояния окружающей среды и выработки своевременных и экономически эффективных решений.

Объем такого мониторинга и его периодичность определяется соответствующими регламентами, согласованными и утвержденными в установленном порядке.
Получение информации о нерадиационном воздействии АЭС обеспечивается проведением комплекса специальных организованных наблюдений в рамках производственного экологического мониторинга, а также в рамках научно-исследовательских работ специализированными организациями по специально разработанным программам, что позволяет прогнозировать и предупреждать неблагоприятные и аварийные ситуации.

К объектам экологического мониторинга АЭС относятся: окружающая среда в пределах санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения АЭС, в том числе атмосферный воздух, поверхностные и подземные воды, земли (почва); источники поступления загрязняющих веществ в результате основной деятельности АЭС; источники антропогенного воздействия на окружающую среду, в том числе производственные объекты, пуско-резервные котельные, автотранспортные хозяйства, агропромышленные хозяйства, ремонтно-строительные цеха; размещение опасных отходов (нерадиоактивных); иные виды деятельности на атомных станциях, способные оказать прямое или косвенное воздействие на окружающую среду и человека.

Альтернативные технологии захоронения РАО

Одна из основных проблем, связанных с захоронением радиоактивных отходов в породах земной коры, - поиск новых кристаллических матричных материалов. Традиционно в странах с развитой ядерной энергетикой для иммобилизации радионуклидов применяли стекольные матрицы, боросиликатные и алюмофосфатные по составу. Эти стекла по своим свойствам близки к алюмосиликатным, только в первом случае алюминий заменен бором, а во втором – кремний фосфором.

Замены вызваны необходимостью снижения температуры плавления расплавов и уменьшения энергоемкости соответствующих технологий. В связи со спецификой такого стекла его использование не отвечает требованиям длительного безопасного хранения радиоактивных отходов. Как показали исследования, даже наиболее устойчивые к процессам физико-химического выветривания алюмофосфатные стекла, оказываются малостабильными при условиях захоронения в земной коре.

Что же касается боросиликатных стекол, то согласно экспериментальным исследованиям, в гидротермальных условиях при 350оС и 1 кбар они полностью кристаллизуются с выносом элементов радиоактивных отходов в раствор. Поэтому для захоронения в условиях земной коры требуется создание дополнительных защитных барьеров.

В конце 1970-х годов были разработаны первые кристаллические матричные материалы - синтетические горные породы (синрок). Они состоят из смеси минералов – твердых растворов на основе титанатов и цирконатов, и более устойчивы к процессам выщелачивания, чем стекольные матрицы. Тем не менее, стеклование радиоактивных отходов с последующим хранением стекольных матриц в специальных хранилищах является пока единственным методом промышленного обезвреживания радионуклидов. Матричных материалов, удовлетворяющих всем требованиям, нет.

Стекла и кристаллические матрицы - синрок и, возможно, насикон являются наиболее приемлемыми по комплексу физико-химических и механических свойств, однако высокая стоимость их производства и исходных материалов, а также относительная сложность технологической схемы ограничивают возможности широкого применения синрока для фиксации радионуклидов.

В качестве потенциальных матриц - фиксаторов радиоактивных отходов предложены твердые растворы минералов. Идея о целесообразности применения твердых растворов минералов в качестве матриц для фиксации элементов радиоактивных отходов была подтверждена результатами широкого петролого-геохимического анализа геологических объектов. Исследуются также способы захоронения РАО подводными лавинами, дезинтеграции подземным ядерным взрывом, и самозахоронения высокоактивных долгоживущих РАО в глубинные слои земной коры.

Другое направление – перемещение РАО в естественную подвижную среду - гидросферу, атмосферу, космос и т.п. с расчётом на рассеяние, и разбавление до концентраций, оцениваемых как допустимые. Таковы, например, разбавление низкоактивных жидких отходов в морской среде, предложения по удалению РАО в космическое пространство, необитаемый остров и т.п. Ненадёжность этого направления достаточно убедительно выявляется экосистемным анализом.

Время естественного «затухания» радиоактивности у некоторых РАО весьма велико - период полураспада составляет от тысячи до нескольких миллионов лет. Это значительно превышает время физического износа любых известных искусственных сооружений: Следовательно, отсутствуют гарантии от проникновения РАО в биосферу и среду обитания человека.

Еще один вариант решения состоит в переводе РАО, без изменения их свойств радиоактивности, в состояние, близкое или аналогичное тому, в котором радиоактивные вещества находились до извлечения их человеком из природной среды.
Возможно включение РАО в химически и физически достаточно устойчивые соединения, с близким к природному уровнем радиоактивности, с расположением в пространственно локализованном виде в земной коре.

Этот вариант состоит в использовании природных геологических, гидрохимических, геохимических, гидрогеологических процессов образования физико-химически устойчивых соединений и формирования минеральных (рудных) геологических тел (месторождений) гидротермального генезиса для связывания РАО в природных условиях в пространственно локализованные геологические комплексы, относительно безвредные для биосферы. В качестве примера района для проверки возможности реализации этого предложения рассмотрен один из Курильских островов. Реализация предложенных сочетаний природных и техногенных механизмов может привести к одному из полных, окончательных решений проблемы РАО.

Концептуально иной подход к проблеме обращения с отработавшим ядерным топливом предлагается в концепции «Не РАО, а СМАК (сырьевой материал атомного комплекса)». При условии минимизации объёма все РАО могут рассматриваться как ценное сырье. В разных технологиях концентрируются разные химические элементы, и целесообразность их последующего извлечения из подобных «техногенных месторождений» определят потомки.

Подготовка СМАК к безопасному хранению предполагает минимизацию их объёмов, разделение потоков разных по химическому составу продуктов с учётом экономической целесообразности, их классификацию и паспортизацию в местах производства, раздельное хранение в отсеках хранилищ в соответствии с составом, классами ядерной, радиационной, токсической и пожарной опасности.

Решение экологических проблем как радиационных, так и нерадиационных воздействий АЭС на окружающую среду является основой долгосрочного развития атомной энергетики.

Другие статьи номера «ПВ» №10-12 октябрь, декабрь 2010

Главная Подшивка Подписка Редакция Партнерство Форум
  © Промышленные ведомости  
Rambler's Top100