Skip to Content

В ПОИСКЕ ОПТИМАЛЬНОЙ СХЕМЫ

Наша газета уже сообщала о том, что Институт высокотемпературной электрохимии УрО РАН — участник масштабного проекта Росатома «Прорыв», направленного на снижение объемов радиоактивных отходов и расширение топливной базы ядерной энергетики. Проект предполагает создание энергетических технологий нового поколения, включая эффективную утилизацию отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), на базе замкнутого ядерного топливного цикла, в котором ОЯТ перерабатывается для извлечения урана и плутония и повторного их использования в реакторе.
Ученые ИВТЭ создают технологию пирохимической переработки ОЯТ с использованием расплавленных солевых сред. В ближайшее время планируется завершить экспериментальное обоснование основных технологических операций. О ходе работ мы поговорили с заведующим лабораторией радиохимии ИВТЭ кандидатом химических наук В.Ю. Шишкиным (на фото). Но прежде всего я задала Владимиру Юрьевичу «глобальный» вопрос:
— Каковы перспективы атомной энергетики в XXI веке?
— Думаю, что в обозримом будущем атомная энергетика будет развиваться достаточно активно. Солнечная энергетика, о которой сейчас много говорят, вряд ли составит ей альтернативу, особенно в таких странах, как Россия, где мало солнечных дней. Если, например, мы захотим питать солнечной энергией Екатеринбург, где сосредоточены энергоемкие производства, то нам придется практически весь город закрыть пластинами солнечных батарей. Гидроэлектростанции — тоже не самый перспективный источник электроэнергии, у них есть ряд недостатков, прежде всего негативное воздействие на природу, нарушение земель, затопление огромных территорий. Вне конкуренции только нефть и газ, но ведь это невозобновляемые энергоресурсы. 
Запасы урана, кстати, тоже ограничены, и с этой точки зрения переработка ОЯТ очень актуальна.
— Какие задачи решаются в процессе переработки ОЯТ?
— Сегодня перерабатывается не более 10% отходов атомного производства, а все остальное направляется на хранение или захоронение, что не только наносит вред окружающей среде, но и экономически нецелесообразно, ведь эти отходы и помимо урана содержат большое количество ценных элементов. 
Ядерное топливо — уран или смесь урана и плутония — выгорает, то есть расходуется в реакторе всего на 10–20 %, а 80–90 % исходного урана остается в топливе без изменения. Из ОЯТ надо извлечь оставшийся уран и плутоний и использовать их для производства нового топлива. Необходимо отделить короткоживущие изотопы, которые за какое-то приемлемое время (примерно 30 лет) полностью распадутся до стабильных, нерадиоактивных изотопов, а также долгоживущие изотопы и перевести их в максимально химически устойчивую твердую стеклообразную форму и, таким образом, подготовить для захоронения в глубоких геологических разломах. Насколько возможно, нужно отделить ценные компоненты — это могут быть и благородные металлы, и радиоактивные изотопы, используемые в медицине, геологии.
— Какова ситуация с переработкой ОЯТ в России?
— Для России эта проблема стоит особенно остро, ведь атомная отрасль играет важную роль в экономике РФ. Мы активно сотрудничаем со многими странами в области атомной энергетики, Росатом продолжает строить атомные станции в разных странах, обслуживает построенные, готовит специалистов, поставляет ядерное топливо и забирает отработавшее в соответствии с договором о нераспространении ядерного оружия.
В России, а именно в г. Заречном Свердловской области, работают два промышленных атомных реактора на быстрых нейтронах, снабжающих электроэнергией промышленность и население региона. В создании реакторов на быстрых нейтронах наша страна продвинулась дальше всех. Исследовательские реакторы такого типа есть в США и во Франции, но промышленных реакторов там нет. Между тем реакторы на быстрых нейтронах гораздо безопаснее, чем обычные, и важнейшее их преимущество заключается в том, что в них гораздо эффективнее используется уран. Природный уран состоит в основном из изотопа U-238, в нем всего 0,7% урана-235, который собственно и служит ядерным топливом в обычных тепловых реакторах. В реакторах на быстрых нейтронах U-238 способен захватывать нейтроны и через два быстрых бета-распада превращаться в плутоний-239, который также можно использовать в качестве ядерного топлива. Фактически можно получать столько же и даже больше нового топлива, чем истрачено.
Однако переработка высокообогащенного топлива из реакторов на быстрых нейтронах — процесс очень сложный.
— В чем заключается сложность?
— В обычных атомных реакторах степень обогащения по делящемуся материалу составляет 2–4%, а в реакторах на быстрых нейтронах может доходить до 20%. Поскольку делящихся материалов больше, то при одинаковой степени выгорания и осколков деления образуется больше. После того как ядерное топливо отработало, его извлекают из реактора и помещают на некоторое время в бассейн выдержки, чтобы распались самые короткоживущие изотопы и радиоактивность снизилась до более или менее приемлемого уровня. Топливо из обычных реакторов можно выдерживать в водных бассейнах. А у отработавшего топлива из реакторов на быстрых нейтронах радиоактивность выше за счет содержания большого количества продуктов деления и тепловыделение больше. Помещать его в воду нельзя, так как будет идти радиолиз, то есть разложение воды под действием радиоактивного излучения. Захоронение — тоже не вариант. Топливо для реакторов на быстрых нейтронах очень дорогое, помимо урана-235 оно содержит плутоний-239, и сгорают эти продукты в лучшем случае только на 20%, остальное надо как-то извлекать, причем делать это очень быстро.
— Какие способы переработки ОЯТ предлагают уральские электрохимики?
—Как уже говорилось, перерабатывать в водных средах такое топливо нельзя (точнее, это можно делать только после длительной выдержки, в течение 3–5 лет, что экономически невыгодно), поэтому мы предлагаем использовать расплавленные соли — хлориды лития, натрия, калия и их смеси. Эти соли радиолизу не подвергаются. Но чтобы создать технологии переработки ОЯТ, требуется выполнить очень большой объем как чисто исследовательских, так и инженерных работ. Специалисты разных научных организаций, в частности НИИ атомных реакторов (г. Димитровград) рассматривали несколько схем переработки ОЯТ на расплавленных солях, но получить удовлетворительные результаты не удалось. Одна из причин — отсутствие узких специалистов в этой области в организациях Росатома. В нашем институте такие специалисты есть, ведь исследования расплавленных солей — традиционное направление ИВТЭ. Этой проблемой сейчас занимаются сотрудники отдела электролиза, в который вошли лаборатории радиохимии и электролиза расплавов. Финансирует работы предприятие Росатома ИТЦ «Прорыв».
В создании технологии переработки ОЯТ мы сотрудничаем с учеными Физико-технического института УрФУ, со специалистами из научно-исследовательских организаций Росатома, а также с корейскими учеными. Совсем недавно, в августе, к нам на две недели приезжал один из ведущих специалистов KAERI (Корейский исследовательский институт атомной энергии) для выполнения совместной научно-исследовательской работы по внедрению в процесс электролиза в расплавах нового типа нерасходуемых анодов. Сейчас готовится ответный визит для осуществления аналогичных работ уже в KAERI c прицелом на получение международного патента.
Главная задача заключается в том, чтобы с использованием стойких к радиации расплавленных солей отделить основное количество наиболее радиоактивных продуктов деления. Далее возможны два пути. Полученное низкоактивное ОЯТ можно либо перерабатывать традиционными водными методами, либо весь цикл переработки завершать с помощью пирохимических (то есть не использующих воду) технологий. Преимущества второго способа заключаются в том, что в данном случае не образуется жидких отходов, он компактнее, безопаснее, а недостаток — в том, что его еще предстоит разработать.
На данный момент окончательная схема переработки ОЯТ с полным или частичным использованием расплавленных солей не выработана. Наш заказчик Росатом ожидает от нас скорейшего конкретного результата, но в науке так не бывает. Пока мы ведем интенсивную поисковую работу.
Беседовала
Е. Понизовкина
 
Год: 
2018
Месяц: 
сентябрь
Номер выпуска: 
17-18
Абсолютный номер: 
1181
Изменено 20.09.2018 - 17:32


2012 © Российская академия наук Уральское отделение
620990, г. Екатеринбург, ул. Первомайская, 91
makarov@prm.uran.ru +7(343) 374-07-47