Неоднозначное отношение стран, развивающих ЯЭ, к судьбе облученного на АЭС топлива (табл. В.3.6) связано со сложностью проблемы обладания полным комплексом производств топливного цикла ядерной энергетики, доступного только государствам с высоким техническим и экономическим потенциалом, а в отдельных случаях обусловлено политическими мотивами.
В основе этой проблемы два определяющих фактора: экономический и экологический.
Экономический фактор. В стартовом уране содержится 0,7 % делящегося изотопа уран-235, причем в однократном (открытом) топливном цикле легководных реакторов полезно используются только около 0,75 % его количества. Надежное решение энергетической задачи состоит в переводе ядерной энергетики из режима крайне неэкономного сырьевого потребления (0,5 % природного урана) в режим самообеспечения (максимальное использование урана и вовлечение в энергетику синтетического топлива - плутония). Эта задача выполнима только при условиях переработки облученного топлива и освоения топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах.
Экологический фактор: не существует ни одной отрасли науки и технологии, не несущей потенциальной опасности. Ядерная технология находится в поиске надежных путей обращения с высокотоксичными компонентами облученного топлива. Сегодня не найдены технические решения, гарантирующие безопасность захоронения непереработанного топлива на весь период его потенциальной опасности (десятки и сотни тысяч лет), поскольку нет абсолютно надежных геологических формаций. Переработка ОЯТ открывает пути для возможных технических решений.
Освоенные в мире технологии переработки уже частично решают проблему безопасного захоронения, извлекая из отходов переработки топлива плутоний, в ряде процессов - и нептуний, а также уменьшая до 30% объемы отходов в сравнении с объемами ОЯТ. Однако по этой технологии переработки в захораниваемые отходы поступает ряд токсичных долгожителей, что не может отвечать безопасности отходов в далекой перспективе.
На рис. В.3.2 приведены зависимости индекса токсичности (отношение активности радионуклида к допустимой объемной активности в воздухе или воде, показывающее необходимый объем среды для разбавления активности до допустимой) от времени. В первые 300 лет наибольший вклад в общий индекс токсичности вносят продукты деления, затем актиноиды (Ат-241, 243), в последущем Np-237 и U-238 с продуктами их распада, а также 1-129, Тс-99 (табл. В.3.7).
В 1976 г. МАГАТЭ предприняло первые усилия по координации работ в области ядер-ной трансмутации радионуклидов, представляющих долговременную потенциальную опасность: ядерные превращения при облучении в специальных установках должны перевести их в нуклиды с ограниченными периодами полураспада или в стабильные элементы. Наибольшее внимание при этом уделено таким радионуклидам, как йод-129, технеций-99, плутоний-239, 240, нептуний-237 и другим минорным актиноидам (МА). Особенно многообещающим является топливный цикл, реализующий принцип радиационной эквивалентности в движении радиоактивных материалов: поступающие на захоронение отходы из ЯТЦ не должны превышать по токсичности то, что взято из природных ресурсов с сырьевым ураном и торием. Причем такая эквивалентность может достигаться как на момент захоронения, так и через исторически непродолжительный, надежно прогнозируемый промежуток времени (например, 200...1000 лет).
Подход с точки зрения радиационной эквивалентности позволяет разумно минимизировать массу и активность долгоживущих высокоактивных отходов (ДВАО). Наиболее последовательно принцип радиационной эквивалентности будет соблюден, если захоронения ДВАО будут проводиться в местностях добычи урана, разрабатываемых по новым, учитывающим экологические требования, технологиям.
В реализованном открытом топливном цикле тепловых реакторов, признающем в облученном ядерном топливе (ОЯТ) лишь отходы, достижение радиационной эквивалентности возможно лишь после примерно 100 тыс. лет выдержки ОЯТ перед захоронением, т.е. практически не достижимо.
Радиационная эквивалентность может быть достигнута, например, если наряду с длительное время альтернативными тепловыми реакторами (усовершенствованными легководными реакторами и др.), работающими на урановом топливе, будет развиваться широкомасштабная энергетика на основе безопасных и экономичных реакторов нового поколения на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом (рис. В.3.3). Новое поколение быстрых реакторов (БР) с полным воспроизводством плутония в активной зоне и без воспроизводящих экранов помимо выработки энергии примет на себя функцию сжигателя трансурановых элементов и долгоживущих ПД, нарабатываемых тепловыми реакторами и самими БР.
В трансмутационном топливном цикле, предусматривающем переработку ОЯТ с возможностью определенного фракционирования отходов, радиационная эквивалентность достижима при выполнении определенных требований:
- перерабатывается весь объем ОЯТ; выделяемые при переработке уран, плутоний, нептуний и америций сжигаются (трансмутируются) полностью при многократном облучении в ядерных реакторах, преимущественно быстрых;
- выделяемый кюрий хранится в течение примерно 50 - 100 лет для распада в плутоний, который потом сжигается в реакторах;
- в подлежащие захоронению отходы попадает не более 0,1 % от перерабатываемых урана, нептуния, америция и кюрия, 0,01... 0,1 % плутония, а также примерно 1 % цезия-137, стронция-90, технеция-99 и йода-129;
- при переработке топлива выделяются цезий и стронций, которые могут быть использованы в качестве источников излучения или теплоты, либо могут храниться в специализированном хранилище в течение примерно 200 лет до полного распада совместно с подлежащими захоронению отходами;
- выделяемые при переработке технеций-99 и йод-129 будут переводиться в стабильное состояние (трансмутироваться) в потоке нейтронов при облучении в БР вне активной зоны.
Проблема сохранения локальной радиационной эквивалентности тесно связана с технологией добычи урана и обращением с сопутствующими ему долгоживущими изотопами протактиния, тория и радия. Направление последних после отделения урана в поверхностные отвалы существенно нарушает локальный радиационный баланс и делает неразрешимой проблему реабилитации территории. Уже сделанное в этой области вряд ли удастся принципиально изменить, но для будущей рационально построенной ядерной энергетики подход к добыче урана должен быть изменен. C точки зрения радиационного загрязнения и последующей реабилитации территорий добыча урана не менее важна, чем технология минимизации и захоронения РАО.
РАО можно захоранивать также и в специально созданных глубинных хранилищах, которые обеспечивают лучшее по сравнению с природными месторождениями урана удержание радиоактивных элементов. Учет особенностей миграции позволяет облегчить требования к достижению радиационного баланса, который более корректно в данном случае называть радиационно-миграционным балансом между элементами отходов и природным ураном. Например, плутоний и америций, дающие основной вклад в радиационный баланс, мигрируют соответственно в 15 и 65 раз медленнее урана, их потенциальная биологическая опасность успевает существенно снизиться за время миграции от хранилища к биосфере. Йод (129I) и технеций (99Tc) обладают высокой подвижностью при миграции через горные породы, их долговременная опасность связана с большим периодом полураспада - соответственно 16 и 0,2 млн. лет. Такими же, но в меньшей степени, свойствами характеризуется 237Np. Учет фактора миграции выявляет необходимость обращать внимание (помимо названных выше плутония, минорных актиноидов, 99Tc, 129I) на 126Sn, 135Cs, 79Se, 231Pa, роль которых при расчете общего радиационного баланса ядер-ной энергетики мала. Учет всех этих обстоятельств показывает, что в момент захоронения отходов в глубинное подготовленное хранилище допустим значительный радиационный дисбаланс отходов и сырья, который уменьшится через то время, которое потребуется элементам отходов для преодоления расстояния от места глубинного захоронения до биосферы. Ясно, что глубина хранилища и выбор структуры пород в месте захоронения являются теми параметрами, подбор которых может обеспечить баланс.
Это позитивное направление достижения радиационной эквивалентности потребует от стадии переработки ОЯТ дополнительного фракционирования радионуклидов и подготовки исходных продуктов для облучения (долгоживущие элементы) и для захоронения (элементы с малыми и средними периодами полураспада), благодаря чему возможно полное замыкание топливного цикла с исключением накопления в окружающей среде опасных компонентов.
Наиболее эффективно переработка ОЯТ в промышленном масштабе осуществляется в России, Франции, Великобритании (табл.
В.3.8). На российском заводе PT-I на опытнопромышленный уровень вышли и работы по фракционированию.
