Радиохимия, 2017, т. 59, N 6, c. 481–487
481
Как можно снизить стоимость переработки облученного топлива
и обеспечить надежную изоляцию всех отходов?
© Ю. А. Похитонов
Радиевый институт им. В. Г. Хлопина, 194021, Санкт-Петербург, 2-й Муринский пр., д. 28;
e-mail: ypokh@khlopin.ru
Получено 20.03.2017
УДК 621.039.59
Имеющиеся в мире мощности заводов неспособны справиться с задачей переработки как уже накопленного,
так и ежегодно выгружаемого из реакторов отработавшего топлива АЭС. В связи с этим переработка
ОЯТ перестала быть единственной альтернативой ядерного топливного цикла. В статье предпринята
попытка проанализировать меры, направленные на снижение издержек при переработке топлива
АЭС. По мнению автора, следует пересмотреть существующий подход к технологии переработки
ОЯТ с учетом перспективы использования топлива РЕМИКС и с возможным расширением спектра продуктов
деления, пригодных для дальнейшего использования.
Ключевые слова: переработка отработавшего ядерного топлива, изоляция отходов.
Введение
Стоимость ядерной электроэнергетики принципиально
важна для общества при обсуждении перспектив
развития атомной отрасли и связанных с
этим рисков. Дешевая электроэнергия, генерируемая
на АЭС, – важнейший и фактически единственный
аргумент в пользу существования и развития этого
вида энергетики, хотя именно этот аргумент и оспаривается
экспертами, критически настроенными по
отношению к ядерной отрасли.
Есть много подходов к оценке себестоимости. И
зачастую в них приводятся некорректные доводы,
например, когда сравнивают только капитальные
затраты на строительство АЭС, которые во много
раз превышают затраты в газовой отрасли.
Но главным аргументом противников ядерной
энергетики была и остается экология. Безусловно,
последствия аварии на АЭС могут быть катастрофическими.
Но ведь и использование традиционных
источников также не является безопасным с экологической
точки зрения.
Весь ядерный топливный цикл, начиная с добычи
урановых руд и заканчивая захоронением (или, что
правильнее, безопасной изоляцией) отходов, в конечном
счете определяет стоимость электроэнергии,
вырабатываемой на АЭС.
Но если расходы на строительство и прямые расходы
АЭС определены достаточно достоверно, то
оценка затрат на переработку отходов и вывод станций
из эксплуатации (ВЭ) не настолько очевидны и
обоснованны, особенно в части «вечного контролируемого
хранения». И откладывая сейчас решение
вопросов изоляции РАО, мы перекладываем возмещение
этих затрат на будущие поколения.
С точки зрения экономики переработка ОЯТ в
России представляет собой не угрозу, а возможность
1 Радиохимия, т. 59, вып. 6, 2017 г.
занять достойное место на перспективном высокотехнологичном
рынке. Преодоление сложившихся
предубеждений, обусловленных попытками представить
отработавшее ядерное топливо как исключительно
радиоактивные отходы, является одной из
важнейших задач и условием дальнейшего развития
концепции замкнутого ядерного топливного цикла.
Ежегодно появляются новые публикации на эту
тему, но очень редко поднимается вопрос, насколько
те или иные предложения могут привести к реальной
ощутимой выгоде. Поэтому настало время рассмотреть
данную проблему в более широком аспекте,
включая экономику рециклирования делящихся
материалов и затраты на переработку отходов.
В статье предпринята попытка проанализировать
меры, направленные на снижение издержек на заключительной
стадии ядерного топливного цикла.
Предлагается пересмотреть существующий подход к
технологии переработки ОЯТ с учетом перспективы
внедрения топлива РЕМИКС и возможности расширения
спектра продуктов деления, пригодных для
дальнейшего использования сейчас и в будущем.
Перспективы накопления облученного топлива
и ситуация с заводами по его переработке
Во всем мире уже накоплено свыше 300 тыс. т
ОЯТ и ежегодно из реакторов выгружается более
10 тыс. т. При этом во всех странах на переработку
поступает менее 2000 т ОЯТ/год, что составляет менее
1% от уже накопленного и размещенного в хранилищах
топлива.
В 1950–1960-х гг. вопрос о необходимости переработки
облученного топлива решался однозначно,
и данная концепция поддерживалась всеми странами,
приступившими к развитию своих ядерных программ.
Но постепенно ситуация менялась, и сегодня
утверждение о необходимости переработки ОЯТ не
Стр.1
482
Ю. А. Похитонов
выглядит как единственная альтернатива замкнутого
ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ).
Первый в мире радиохимический завод по перераем
и, самое главное, надо ли противопоставлять эти
подходы?
ботке топлива АЭС с производительностью 300 т/год
был запущен в США 1966 г. в Вест-Валли (West Valley)
и эксплуатировался около 7 лет. Параллельно в
США велось проектирование и строительство другого
завода в Барнуэлле (Barnwell) производительностью
уже 1500 т/год. Еще один завод строился в
Мидвесте (Midwest Fuel Recovery Plant) по аквафтор-технологии
с производительностью 300 т/год.
Но возникшие проблемы при эксплуатации завода в
Вест-Валли, неудачный пуск завода в Мидвесте, а
также пересмотр требований на сбросы радиоактивных
веществ привели к отказу от реконструкции и
пуска заводов в Барнуэлле и Мидвесте.
В нашей стране первый завод по переработке
ОЯТ (РТ-1) был введен в эксплуатацию в 1977 г. и
был предназначен для переработки топлива российских
и зарубежных АЭС с реакторами ВВЭР-440,
топлива исследовательских реакторов и сборок реакторов
транспортных установок.
В эти же годы были начаты широкомасштабные
работы по проектированию второго завода – РТ-2 –
в Железногорске с производительностью от 900 до
3000 т/год по урану (в зависимости от конъюнктуры
рынка). В основу технологии завода были заложены
традиционные для гидрометаллургической переработки
операции: растворение топлива и последующая
экстракционная переработка растворов. В схеме
завода впервые в мире была предусмотрена локализация
129I, 14C, Kr, а также 3H. Важной особенностью
предложенной технологии был поиск технических
решений по выделению и дальнейшему использоваОднако
в конце 1990-х гг. по известным причиНа
самом деле это две неразрывно связанные
концепции, имеющие общую цель, – надежной изоляции
всех РАО, и проблема состоит только в том,
чтобы определить их нужное сочетание во времени.
При этом надо учитывать следующее. Во-первых,
востребованное использование рецикла U и Pu для
получения смешанного топлива будет расти по мере
наращивания мощностей АЭС и роста цен на природный
уран. Во-вторых, длительное хранение (выдержка)
топлива перед переработкой во многом упрощает
(и удешевляет) решение задачи дальнейшей
изоляции отходов, которые уже в меньшем объеме
можно хранить на тех же площадях, где хранилось
топливо до его переработки.
Дискуссия о преимуществах различных подходов
ведется на протяжении более 40 лет. И основным
доводом в пользу отказа от замкнутого цикла в конце
1970-х гг. была не стоимость переработки или
гарантий безопасной изоляции всех отходов, а в первую
очередь опасение распространения делящихся
материалов. Действительно, радиохимическая технология
началась с производства оружейного плутония
и минимизации опасности распространения,
связанной с циклом переработки ядерного топлива.
Эти проблемы остаются актуальными и на сегодняшний
день при обсуждении целесообразности
открытого и замкнутого цикла.
В течение ряда лет под эгидой МАГАТЭ экспернию
отдельных продуктов деления (платиноиды, Xe,
3H). К 1996 г. предложенная технология была проверена
на реальных растворах ОЯТ АЭС.
нам эти разработки, как и развитие других важных
направлений в радиохимии, были практически прекращены.
В результате лидерами в переработке топлива
стали Франция (компания COGEMA – с
1966 г.) и Великобритания (компания BNFL – с
1964 г.). В Японии построен завод по переработке
ОЯТ производительностью 1200 т в год, но его пуск
постоянно переносился.
Таким образом, на сегодняшний день мировое
сообщество обладает весьма ограниченными возможностями
по переработке топлива по сравнению с
объемом уже накопленного топлива и топлива, ежегодно
выгружаемого из энергоблоков.
Хранить или перерабатывать?
Можно ли найти правильный баланс между использованием
стратегии переработки топлива и его
длительным хранением с последующим захороненитами
из многих стран проводились работы по оценке
рисков и возможности использования делящихся
материалов, получаемых в результате переработки
топлива [1]. Для США итогом этой многолетней дискуссии
стал мораторий на переработку топлива, введенный
президентом Картером в апреле 1977 г. [2].
В центре внимания остается топливный цикл
PUREX/MOX, практикуемый в ряде стран, поскольку
он продуцирует ядерные материалы, которые легко
сделать пригодными для изготовления оружия. И
риск распространения усиливается при развитии
технологии в странах, где отсутствует инфраструктура
для гарантии жесткого контроля и учета [3, 4].
Открытый цикл предполагает захоронение топлива
(и соответственно Pu и всех отходов) в геологических
формациях после предварительной выдержки.
И здесь вопросы распространения делящихся
материалов вносят значительный вклад в пользу открытого,
однократного цикла (но при этом нельзя
забывать, что открытые циклы, как правило, требуют
обогащенного уранового топлива, и вопрос нераспространения
остается открытым).
Концепция захоронения отходов в глубоких геологических
формациях широко обсуждалась в рамках
национальных и международных исследователь
Стр.2
Как можно снизить стоимость переработки облученного топлива
483
ских программ в течение нескольких десятилетий. С
научной и технической точек зрения можно уверенно
говорить о возможности надежной изоляции РАО
на весь период эксплуатации хранилищ [5–8].
Практический опыт строительства и эксплуатации
хранилищ высокоактивных отходов в геологических
формациях сегодня ограничивается только
несколькими примерами. Программы создания хранилищ
в Финляндии, Франции и Швеции разработаны
достаточно полно. Тем не менее ни в одной из
этих стран хранилища не начнут функционировать
до 2020 г. и, возможно, до 2030 г. Оценки стоимости
реализации открытого цикла сильно разнятся и составляют
по разным оценкам 500–700 долларов в
пересчете на килограмм тяжелых металлов.
Помимо проблем, связанных с нераспространением
делящихся материалов, не менее важную роль
при оценке того или иного подхода играют затраты
на обращение с ОЯТ и дальнейшая судьба всех высвобождаемых
при этом РАО [9–19].
При сравнении цен на переработку топлива не
удается привести однозначные значения, которые
учитывают все факторы приводимых в литературе
методик. Достаточно сослаться на доклад, подготовленный
экспертами и представленный конгрессу
США в 2007 г. Приведенные в докладе значения отличаются
более чем в 2 раза и составляют от 585 до
1300 долларов [14, 19, 20].
Стоимость переработки во многом зависит и от
степени развития той или иной технологии и от производительности
завода. По мнению авторов работы
[20], оптимальной производительностью считается
величина от 2000 до 8000 т/год при себестоимости
переработки 1040 долларов/кг (в ценах 2002 г.). Таким
образом, любой завод с низкой производительностью
всегда будет менее рентабельным по сравнению
с крупными предприятиями.
Отметим, что затраты на переработку могут быть
и высокими, но если продукция завода находит
спрос и продажа продукции способна компенсировать
большую часть затрат на переработку, завод
может стать рентабельным.
Примем как аксиому, что главной целью переработки
облученного топлива является выделение U,
Pu (их рециклирование) и подготовка всех отходов к
захоронению. Такая концепция позволяет использовать
накапливающийся в реакторах Pu и невыгоревший
235U, что примерно на 15–20% сокращает потребность
в природном уране. И при этом переработка
топлива должна максимально отвечать условиям
нераспространения делящихся материалов, как
это было сказано выше. Сегодня эта концепция наиболее
широко развивается во Франции, Великобритании,
России, Японии, Китае и Индии.
1*
Что же мешает широкому внедрению, на первый
взгляд, столь очевидного подхода к использованию
рециклированных делящихся материалов и экономии
сырьевых ресурсов?
Прежде всего проблема повторного использования
регенерированного U связана с увеличением
работы разделения по сравнению с обогащением
природного U. По сравнению с природным ураном
регенерированный уран надо обогащать по 235U на
30% больше для компенсации снижения реактивности,
вызванной накоплением в ОЯТ 236U. Другая
проблема связана с присутствием 232U и его дочерних
изотопов, которые имеют жесткое γ-излучение
и увеличивают радиационный фон. Поэтому обогащать
регенерированный уран из отработанного
топлива становится невыгодно и, казалось бы, нет
смысла его перерабатывать.
Другой значительной политической проблемой в
настоящее время стало накопление в ОЯТ Pu. Таким
образом, концепция переработки топлива вступает в
противоречие с принципом нераспространения, и
проблема обращения с Pu становится частью процесса
ядерного разоружения.
На начальном периоде развития атомной энергетики
считалось очевидным использовать регенерированные
делящиеся материалы (U и Pu) для изготовления
MOX-топлива.
И наряду с, казалось бы, бесспорным обоснованием
самой концепции рецикла U и Pu остается целый
ряд проблем, ставящих под сомнение использование
MOX-топлива в тепловых реакторах. Вопервых,
затраты на изготовление MOX-топлива выше
стоимости изготовления топлива из UO2. Вовторых,
снижение доли делящихся изотопов Pu и U
при повторном использовании MOX-топлива исключает
целесообразность последующего рецикла.
В-третьих, при использовании MOX-топлива резко
возрастают требования к управлению реактором изза
снижения реактивности активной зоны.
В результате проведенных работ по поиску вариантов
рециклирования Pu в тепловых реакторах было
предложено несколько технических решений,
которые позволяют использовать Pu многократно
[21–23]. Так, например, концепция использования
MIX-топлива [22] позволяет избежать накопления
Pu в отличие от MOX-топлива.
Новым шагом стало появление концепции РЕМИКС
(REgenerated MIXture of U, Pu oxides) [23–
32]. Схема многократного рециклирования U и Pu
представлена на рисунке.
Энергетический потенциал РЕМИКС-топлива
при рециклировании остается практически неизменным,
и при его использовании повторно используются
Pu и оставшийся в топливе 235U. Проведенные
Стр.3