наверх
Вход на сайт Вход на сайт
Вход Регистрация Забыли пароль?  

Ваш логин
Пароль
 
Закрыть
Принимаю условия соглашения и даю своё согласие на обработку персональных данных и cookies.
 


Аватар Дмитрий Горчаков
карма
1,9
 
  метки записей:
 
2020
Апрель
пн вт ср чт пт сб вс
  12345
6789101112
13141516171819
20212223242526
27282930   
 
  ответы: RSS-лента последних ответов
Что общего? Он также
далек как до Марса от
профессионализма и
эффективного управления
городским хозяйством...
А может и ещё
дальше....[:-D]
И всё же оставляли бы и
перерабатывали они все
эти радиоактивные
отходы у себя в
Германии и других
странах. У нас с этим
наверняка своих проблем
с изб...
Всё очень длинно и
запутано. Обыватель
может задать резонный
вопрос: если все эти
урановые хвосты
настолько полезны,
почему же их авторы
сами не замор...
Не уверен, мы его
покупаем за деньги для
переработки, типа
Понятно, что говно,
оставшееся после
"переработки
стратегического
ресурса" никто
назад в Германию не
повезет...
Все пьют алкоголь, хотя
он крайне вреден, Но
напиток пепси-кола
чрезвычайно
полезен... Можно темпы
обсуждать, но и по ним
у Росатома ес...
Если я верно помню, то
за утилизацию нам еще и
доплачивают, нет? Так,
что это не
"условно
бесплатный", а
"с доплатой".
Нам на 70 лет
переработки хватит
своего говнасырья,
причем условно
бесплатного -
логично? Другой вопрос,
он перерабатывается на
100%? Что остае...
Кто сказал что не
перерабатываем?
Перерабатываем. И свой
и чужой и обогащаем, и
переводим в
закись-окись урана в
Зеленогорске (по 10 тыс
т. в год). Мо...
Прочитал доводи и
противников и
сторонников... Ответьте
на один вопрос: в
России сейчас накоплено
порядка 700 тыс. тонн
гексафторида урана.
Какого хер...
46 записей по метке Экология
Вторник, 21 Январь 2020  RSS-лента записей блога
 
16:09
Это моя вторая статья, посвященная нашумевшей в конце прошлого года проблеме ввоза обедненного гексафторида урана (ОГФУ) из Германии в Россию. Первая была посвящена технологиям обогащения урана в России и мире. Рекомендую сначала прочесть ее, а потом уже эту.

В этой статье попробуем разобраться с тем зачем к нам везут ОГФУ, историей формирования российского рынка дообогащения обедненного урана, объемом ввезенных в Россию европейских урановых хвостов и немного с экономикой вопроса. С другими вариантами использования обедненного урана в России и мире, вопросом отнесения его к радиоактивным отходам, экологическими рисками и опасностью ОГФУ будем разбираться в следующих частях. Итак, поехали.


Контейнеры 30B с низкообогащенным ураном в Санкт-Петербурге в 2013 году. Источник.


Экспорт обогащенного урана

В прошлой статье я описал, как СССР с опережением внедрял новые технологии обогащения урана, наращивая мощности и снижая себестоимость обогащения. Конечно, это нужно было для атомного оружия, но с середины 1960-х задачи по наработке оружейного урана стали снижаться, а в мире стала бурно развиваться атомная энергетика, которой тоже нужен обогащенный уран. К тому времени США были монополистом по поставкам уранового топлива для западных АЭС. Но в 1968 году СССР заявил о готовности принимать заказы на обогащение урана. В результате в мире стал формироваться новый конкурентный рынок, стали появляться новые коммерческие компаний по обогащению (URENCO и Eurodif, - см. предыдущую статью по теме). Первый контракт СССР был подписан в 1971 году с Комиссариатом по атомной энергии Франции, где активно строились АЭС. В 1973 было подписано уже около 10 долгосрочных контрактов с энергокомпаниями из Италии, Германии, Великобритании, Испании, Швеции, Финляндии, Бельгии и Швейцарии. К 1975 году СССР занимал 9% мирового рынка обогащения урана. В конце 1980-х СССР вышел и на рынок США. При этом услуги обогащения в СССР были существенно дешевле западных (цена ЕРР в 1980-е была минимум в два раза ниже чем у европейских URENCO и Eurodif ($115-190) против $60-65 у СССР). Пик экспортных поставок услуг по обогащению советских времен к 1979-1980 годам составлял до 5 млн ЕРР в год, что составляло до 1/3 всех советских мощностей по обогащениюhttps://habr.com/ru/topic/edit/481890/.


Копия фрагмента первого экспортного договора на поставки обогащенного урана в 1971 году. Фото из музея УЭХК.

Для выполнения экспортных контрактов на наших заводах надо было провести некоторую модернизацию. Помимо согласования качества и состава продукта, надо было создать цеха для работы с зарубежными типами контейнеров (48Y и 30B) и их опорожнения и заполнения гексафторидом урана в жидкой фазе. Разработанный и построенный за 2 года для этих задач цех получил название "Челнок".

Интересна и разработанная схема поставок. Сырье (природный уран в виде гексафторида) поступало в контейнерах западного образца 48Y (по 15 т твердого ГФУ), а заодно заказчик отправлял пустые контейнеры 30B (меньшего размера), в которых затем ему отправлялся обогащенный гексафторид урана. Похожая схема действует до сих пор, даже контейнеры практически не поменялись. Кстати, и маршрут отгрузок, через порт Питера, тоже остался прежним, правда в конце 1970-х еще использовалась специально построенная перевалочная база в Капитолово.


Схема заполнения транспортных контейнеров для обогащенного урана участка "Челнок" на УЭХК.


Место разгрузки прибывающих контейнеров 48Y с гексафторидом урана (ГФУ) и их загрузки в автоклавы. В них они нагреваются до 105 градусов, ГФУ переходит из твердого вида, в котором он транспортируется и хранится, в газообразное состояние и поступает в технологическую цепочку для обогащения. Фото со стенда музея УЭХК.


Важно отметить, что именно на участке "Челнок", где работают с жидкой фазой ГФУ (и только тут с ней и работают), даже для того чтобы просто через него пройти в соседний цех в ходе пресс-тура, нам раздали сумки с противогазами. Такие меры защиты, не смотря на системы вентиляции и газоанализаторы. Именно обращение с жидких ГФУ наиболее опасная часть технологической цепочки. Но об опасностях я напишу в следующей статье.

Обедненный гексафторид урана в мире

Обедненный уран в цифрах и фактах из отличной обзорной статьи об использовании ОГФУ в мире из Атомного эксперта.

Всего ОГФУ в мире накоплено около 2 млн.т., из них где-то по 800 тыс. т. - в России и США, как странах, активно нарабатывавших уран в оборонных целях и для АЭС других стран. Среднее содержание урана в хвостах, оставшееся от обогащения на диффузионных технологиях и центрифугах предыдущих поколений - 0,2-0,3%. Теоретически, извлеченного по современным технологиям из этих запасов 235-го изотопа может хватить минимум на 5-10 лет работы мировой атомной энергетики. Так что ОГФУ везде в мире рассматривается как стратегический запас сырья.

Росатом, как и его российский (Минатом в 90-е) и советский (Минсредмаш) предшественники , рассматривает ОГФУ как многопрофильный запас сырья - и для доизвлечения урана, и для фабрикации топлива быстрых реакторов, и для неядерных нужд. Поэтому и контракты советских времен предполагали, что после обогащения урана ОГФУ остается в СССР. Аналогичная ситуация была и в США, которые занимались не только обогащением урана в военных целях для себя, но и занимали крупную долю (некоторое время даже будучи монополистом для западных стран) в обеспечении обогащенным ураном мировой атомной энергетики. Создание таких запасов в России уже пригодилось в 90-е годы.

Непростые 90-е
С завалом СССР атомный комплекс страны в целом, и топливная его составляющая в частности, попали в непростое положение. Россия лишилась существенной части советских урановых месторождений, расположенных в средней Азии, в первую очередь в Казахстане. Предприятия по обогащению урана остались на территории России, но прекращение производства оружейного урана (с 1988), снижение темпов развития атомной энергетики в мире после Чернобыля и переход ряда восточноевропейских и финских АЭС на западное топливо сильно снизили спрос на услуги обогащения, в результате разделительные заводы снизили мощности почти в 2 раза. Но к середине 90-х атомный комплекс адаптировался к новым условиям и стал весьма конкурентноспособным на мировом рынке благодаря крупнейшим в мире мощностям по разделению и малой стоимости производства (порядка $20 за ЕРР против около $70 за ЕРР в США на то время), достигнутой за счет эффективной центрифужной технологии и дешевой электроэнергии. Подробнее об истории советско-российского разделительного комплекса можно почитать в этой отличной обзорной статье.


Распределение запасов урана по странам мира с разбивкой на ценовые диапазоны. Слайд из презентации Вячеслава Корогодина (директор по управлению жизненным циклом ядерно-топливного цикла и АЭС ГК Росатом) на первом заседании общественного совета Росатома 12 ноября по теме ввоза ОГФУ с участием представителей Гринпис.

А вот с восстановлением потерянных урановых месторождений вопрос до сих пор полностью не решен. На трех месторождениях России (В Забайкалье, Курганской области и Бурятии) добывается всего около 3000 т природного урана в год. Это не покрывает нужды даже АЭС внутри России. При этом у Росатома существуют обязательства по поставкам топлива для зарубежных АЭС, которые он строит и построил ранее - сейчас Росатом поставляет топливо для 75 энергоблоков АЭС в 14 странах (включая 35 в РФ) и занимает 17% рынка поставок топлива. Поэтому Росатом в последние годы существенно наращивал зарубежные активы. Например, в 2013 г. купил компанию Uranium One), владеющую рудниками в Канаде, Австралии, Казахстане, ЮАР и США и добывающую 4400 тонн урана в год. Часть урана закупается напрямую в Казахстане. Однако и этого не покрывает всех потребностей, превышающих 11000 т. Поэтому Росатом планирует и уже активно использует различные вторичные источники урана - ОГФУ, регенерированный уран из облученного топлива и плутоний в рамках реализации проекта по замыканию топливного цикла. Помимо решения проблемы обеспечения себя топливом это и работа на перспективу, т.к. уран в принципе ресурс исчерпаемый, и интерес к этим топилвным технологиям в будущем должен только возрасти.


Сырьевые источники для традиционной тепловой атомной энергетики. Слайд оттуда же. Отмечу, что тут именно речь о тепловой атомной энергетике, пока даже без упоминания быстрых реакторов, о которых часто говорят применительно к вариантам будущего использования обедненного урана. Регенерированный уран широко применяется во Франции, причем СССР и Россия занимается дообогащением регенерированного урана (один из видов услуг по обогащению) в Северске.

В программах развития атомной энергетики России с 1990-х годов (от 1993-го, и от 1998-го годов) накопленные запасы обедненного урана (ОГФУ) рассматриваются именно как топливный запас. А работы по повторному обогащению ОГФУ должны составлять существенную часть работ обогатительных мощностей (более 25%, или более 6,4 млн ЕРР).


Ориентировочное распределение российских обогатительных мощностей по задачам в 2000-м году. Как видим, около 13% (2,6 из 20 млн ЕРР) работы - это именно дообогащение ОГФУ Источник. При этом другая часть работ по проекту ВОУ-НОУ - это тоже дообогащение ОГФУ, но для США, и об этом позже.

На встрече с общественностью в Новоуральске 5 декабря при мне представители УЭХК сообщили, что на следующий год комбинат на 40% (т.е. около 5 млн. ЕРР) будет загружен обогащением ОГФУ, а не работой с природным ураном.

На сайте Urenco есть очень простой калькулятор, позволяющий связывать объем ЕРР, степень обогащенного, обедненного и сырьевого продукта, а также их массы. Можно прикинуть, что затраты в 2,6-5 млн ЕРР для обогащения ОГФУ с содержанием 0,25% U-235 дают от 1400 до 2800 тонн эквивалентного природному урана (т.е. с 0,711% U-235). Эти данные вполне согласуются с другими оценками, например, от Валентина @tnenergy Гибалова, в примерно 2000 т. в последние годы) природного урана.


Скрин калькулятора Urenco.

Так что накопленный в России ОГФУ уже около 30 лет активно используется как вторичный источник обогащенного или эквивалентного природному урана для российской и мировой атомной энергетики.

ВОУ-НОУ или Мегатонны в Мегаватты

Говоря о дообогащении ОГФУ и истории развития российского обогатительного комплекса, нельзя обойти вниманием тему российско-американского соглашения ВОУ-НОУ об утилизации оружейного урана. Вообще, это один из самых громких и успешных проектов по ядерному разоружению и сокращению ядерных материалов в мире, логически вытекающий из родства мирного и военного атома, использующих один и тот же ядерный материал. Аналогичный проект по утилизации оружейного плутония (СОУП), к сожалению, недавно окончательно провалился.

Развал СССР, прекращение холодной войны и общий настрой на ядерное разоружение в конце 1980-х- начале 1990-х привели к пониманию того, что накопленные запасы ядерных материалов в СССР не только избыточны (как и в США), но и опасны, т.к. потенциально могут попасть в третьи руки (с развалом СССР риск таких утечек сильно беспокоил запад, поэтому они многое сделали и делали вплоть до настоящего времени для усиления контроля и защиты в нашей атомной сфере и в области химического оружия). К этому прибавлялся кризис с атомной отрасли США, не имевших собственных эффективных технологий обогащения урана (см. мою прошлую статью).

Все это привело к заключению соглашения ВОУ-НОУ 1993 года, согласно которому США выкупали у России 500 т высокообогащенного оружейного урана (ВОУ), извлеченного из ядерных боеголовок (около 20 тыс. штук, или примерно 1/2 российских боеголовок, хранящихся на складах и для которых все равно не было носителей), который мы разбавляли и переводили в низкообогащенный уран (НОУ) для топлива АЭС. Соглашение, заключенное на 20 лет (закончилось в 2013 году) позволило привлечь в Россию до $17 млрд ($13 млрд - в бюджет), сохранить российский ядерный комплекс от коллапса в 1990-е годы. При этом собственное развитие технологий обогащения урана в США фактически затормозилось на эти 20 лет соглашения.

О соглашении ВОУ-НОУ можно посмотреть в этом ролике:


Важную роль с реализации соглашения сыграл именно обедненный уран в форме того самого ОГФУ. Он нужен как разбавитель. В принципе, чтобы из высокообогащенного до 90% по U235 урана сделать низкообогащенный до 4,4%, можно разбавить ВОУ природным ураном. Но тут есть нюанс. Дело в том, что российский ВОУ, большая часть которого была произведена из урана, переработанного из отработанного топлива для получения плутония, был загрязнен примесями и актинидами, а так же содержал нежелательные изотопы образовавшихся в реакторе урана-232 и урана-236, и высокую концентрацию урана-234, получающегося при обогащении урана (доля 234-го изотопа в природном уране очень мала, но т.к. по массе он близок к 235-му, то при высоком обогащении его доля растет).

Поэтому российскими специалистами была разработана специальная технология, по которой ВОУ надо разбавлять 1,5% обогащенным ураном (это увеличивает количество конечной продукции, что увеличивает фактор разбавления нежелательных примесей), полученным из чистого ОГФУ. Вот тут-то запасы ОГФУ и пригодились.

К 1999 году выполнение соглашения вышло на максимальные показатели производительности - разбавлялось по 30 т. ВОУ в год. При этом материальный баланс процесса выглядел так: около 8 555 т ОГФУ с 0,25% U-235 обогащали до 1,5% и получали 916,6 т. НОУ, которым затем разбавляли 30 т. ВОУ (90-93% U-235) и получали 949,9 т. конечного продукта с 4,4% U-235, который отправлялся в США для фабрикации топлива АЭС.

ИТОГО: за 20 лет разбавлено 500 т ВОУ (90-93%), получено около 14400 т НОУ (с обогащением до 4,9%), которые на протяжении 20 лет давали около 10% всей электроэнергии в США (суммарно 7 млрд МВт*ч). При этом, ориентировочно, использовано около 143000 т. ОГФУ (0,25%) с получением около 120000 т. дважды обедненного ОГФУ (0,1%), который оставался в России.


Отправка последней партии НОУ в США в рамках программы ВОУ-НОУ в 2013 г. в контейнерах 30B в форме гексафторида урана. Источник фото.

Кстати, транспортировка гексафторида урана и в советское время и в годы действия соглашения ВОУ-НОУ (причем, в обе стороны) шла через порт Санкт-Петербурга (либо в 2000-х через соседний с ним порт Усть-Луга) через который сейчас к нам поступает ОГФУ из Германии. Так что переваленный за все время через Питер гексафторид урана суммарно исчисляется сотнями тысяч тонн.


Маршруты поставок материалов, в т.ч. гексафторида урана, в рамках соглашения ВОУ-НОУ. Источник.

Ввоз европейских хвостов ОГФУ
Итак, как мы уже видели, с 1990-х Россия как и СССР продолжила оказание международных услуг по обогащению природного урана, но при этом начала дообогащать собственные урановые хвосты для восполнения дефицита своего урана. Но с подписанием Соглашения ВОУ-НОУ появился и международный интерес к дообогащению хвостов. Для выполнения Соглашения, а так же для заработка на оказании услуг по дообогащению, в Россию с 1996 года начался ввоз иностранного ОГФУ.

Ниже представлен список контрактов, заключенных с 1995 года на поставки в Россию европейского ОГФУ (и не только) до 2014 года. Это таблица из ответа Минатома РФ от 29.09.2003 на запрос депутата госдумы Мирохина, выложенный Гринписом (ссылка на весь документ) :


Контракты на поставку европейского уранового сырья (источник)

Итак, мы видим, что французская Eurodif (это которые специализировались на обогащении по диффузионной технологии) и англо-германо-нидерландская URENCO поставили в Россию для переработки давальческое сырье в виде около 105 000 т. ОГФУ со средним обогащением 0,3%, при этом после обогащения в России остаются довольно богатые хвосты с содержанием не менее 0,2% и даже выше.

Обратно европейцам вернулись около 8200 т. обогащенного уранового продукта (ОУП) с 0,7% U-235 (эквивалентный природному), 1060 т. ОУП с обогащением 3,5% и около 450 т. ОУП с обогащением около 4,5%. По калькулятору URENCO можно прикинуть, что для получения таких ОУП и хвостов с 0,2% U235 надо как раз около 100 000 т ОГФУ с 0,3% U-235.

Таким образом, эти контракты не только принесли прибыль (ЕРР как и ОУП стоит денег и немалых), но и дали нам примерно половину сырья-разбавителя для выполнения соглашения ВОУ-НОУ.

Кстати, то же письмо Минатома содержит и информацию о прибылях и налоговых отчислениях предприятий по обогащению урана. С 1995-го по 2002 г прибыль составила 52,3 млрд р., а налоги 29,8 млрд р.

И в очередной раз в этом письме министр атомной энергетики Румянцев подчеркивает отношение к ОГФУ как к важному сырью (привет Гринпису, говорящему что это отходы). С 2003 года отношение не поменялось:


И несмотря на то, что соглашение ВОУ-НОУ не получило продолжения (по некоторым оценкам, Россия имеет еще около 800 т. ВОУ), контракт позволил укрепить атомную отрасль России и зарекомендовать Росатом как надежного поставщика. К настоящему времени Россия является крупнейшим зарубежным поставщиком обогащенного урана для США, обеспечивая до 30% их потребностей. При этом средняя цена за ЕРР по контрактам для США в 2018 - около $115, т.е., грубо, Росатом в США может получать до $400 млн. ежегодно.

Текущий контракт с Urenco
Итак, вернемся к текущему моменту и ситуации, обсуждаемой с октября 2019 года, и породившей в итоге эту серию публикаций. В Россию начали поставлять обедненный гексафторид урана с немецкого завода компании Urenco в Гронау. Росатом (как в прочем и Urenco) не раскрывает деталей соглашения - ни объемы, ни финансовые параметры, ни даже подробности того что буду делать с ОГФУ, ссылаясь на коммерческую тайну. Однако подробности договора мы знаем от немецкой стороны благодаря их развитым гражданским институтам - прессе, самостоятельному парламенту, открытому правительству и сильным общественным экологическим организациям.

Согласно протоколу заседания Бундестага от 16.10.19 (вот почему в октябре шумиха и поднялась), представитель немецкого министра окружающей среды на вопрос депутата от партии DIE LINKE подтвердил, что поставки ОГФУ в Россию идут в соответствии с договором от 2018 года между компанией Urenco (и филиалами) и экспортной дочерней компанией Росатома (Tradewill Ltd., дочка Техснабэкспорта). Согласно договору с 2019 по 2022 год в РФ планируется отправить 12 000 тонн ОГФУ: 6000 т до 2020 г из Гронау (к настоящему моменту все 6000 т. уже отправлены - прим. мое), и еще 6000 т с трех площадок Urenco (кроме Гронау имеются в виду филиалы Urenco в Нидерландах и Великобритании - прим. мое) до 2020 года. При этом отмечается, что по договору Urenco получит обратно обогащенный до природного эквивалента (т.е. до 0,711%) урановый продукт (от первой партии или от всех 12 тыс.т. - непонятно).

Таким образом, из ответа становится понятен смысл договора и интересы сторон. Urenco заказывает Росатому дообогащение своего ОГФУ, так же, как делало это в начале 2000-х. При этом дообогащение будет до природного урана, а значит в Германию вернется не 10% от ввезенного ОГФУ, как заявляет Гринпис (при этом постоянно говоря что идет ввоз отходов), а около 30%.

В целом это согласуется с заявлениями Росатома: "вопреки озвученным в публичном пространстве позициям, иностранный обедненный уран ввозится в Россию не "на захоронение", а на обогащение: полученный в результате продукт (обогащенный уран) поставляется на экспорт."

Экономика обогащения

Давайте попробуем оценить экономическую целесообразность такого договора. Поскольку стороны не раскрывают финансовых деталей контракта и цен, придется обратиться к рыночным данным, собираемым консалтинговой компанией Uranium Exchange Company (UxC), специализирующейся на анализе рынка урана и услуг по обращению с ним, в т.ч. обогащению. Стоимость обогащенного урана укрупненно складывается из цены природного урана (его добычи), стоимости перевода его в форму гексафторида и цены обогащения. Если мы дообогащаем хвосты, то цена складывается только из стоимости работы разделения, сами хвосты практически бесплатны.

У UxC есть онлайн-калькулятор, который в отличие от калькулятора Urenco которым мы пользовались выше, считает не только материальный баланс процесса обогащения, но и его цену, учитывает перечисленные мной выше факторы. Причем, по умолчанию он задает текущие спотовые биржевые цены составляющих. Но проблема в том, что по этим ценам торгуется небольшая часть урана, а основные объемы продаются в обход открытого рынка в рамках долгосрочных контрактов между участниками, параметры которых (как и в данном случае у Urenco и Росатома) закрыты коммерческой тайной. Но за неимением других, воспользуемся данными рынка от UxC. Сейчас цена фунта U3O8 (закис-окись урана) - $25/фунт ($55/кг), стоимость перевода в гексафторид $22,25/кгU в UF6 (при этом цена "готового" UF6 $87,6/кгU), цена ЕРР (SWU) - 47$. Рассчитаем стоимость получения природного эквивалента из хвостов с 0,3%, допустив что стоимость хвостов условно $1/кгU:


Расчет стоимости эквивалентного природному урана, дообогащенного из 0,3% ОГФУ на онлайн-калькуляторе UxC.

Как видим, цена получаемого продукта (EUP cost в виде ГФУ = $73,9) ниже, чем у природного ГФУ (UF6 cost = $87.6/кгU). При том, что мы не знаем реальной себестоимости ЕРР у Росатома (знаем лишь что она раньше была в разы ниже цены конкурентов, а к 2000-м составляла около $20), а она может быть и ниже среднерыночной, что может еще повысить экономическую привлекательность процесса. И мы не знаем конечный уровень обеднения, который может быть выбран и более оптимально, чем 0,1% (калькулятор советует 0,219% для минимизации затрат). Таким образом, несмотря на множество неизвестных, вполне возможно, что при текущей конъюнктуре рынка дообогащение ОГФУ может быть экономически оправдано и выгодно.

При этом из 6000 т. ОГФУ (столько уже ввезено из Германии в 2019 году) получится около 2000 т. эквивалентного природному урана и будет затрачено около 2,7 млн ЕРР (УЭХК этой партии меньше чем на год работы). Из 2000 т природного урана можно сделать до 200 т. обогащенного топливного урана на $200 млн., которым можно целый год питать до 10 гигаваттных энергоблоков АЭС, способных выработать около 80 ТВт*ч электроэнергии. Это больше половины того, что произвели угольные ТЭЦ Германии в 2019 году (со всеми соответствующими выбросами). Нормальные такие "отходы", как называет ОГФУ Гринпис, получаются.

И везут их сюда скорее всего потому, что у Urenco нет свободных и дешевых мощностей, поэтому тратить 2,7 млн ЕРР на дообогащение хвостов им экономически невыгодно. Им выгоднее тратить в три раза меньше мощностей, обогащая до 4,4% полученный обратно из России природный уран. Хотя, справедливости ради, и их желание попутно избавиться от хвостов тоже нельзя исключать. Это коммерческая структура, и если они не могут сделать из него еще что-то полезное, в отличие от нас, они это не делают. Это просто бизнес.

Но что же мы делаем с дважды обедненными отвалами ОГФУ, оставшимися после дообогащения? И почему не возвращаем их обратно? Что делают с ОГФУ в других странах и относится ли он где-то к категории радиоактивных отходов (спойлер - где-то таки да)? Об этом - в следующих частях.


324 просмотра  
0
Вторник, 31 Декабрь 2019
 
02:57
Я тут думаю что это ко мне народ в друзья в Facebook повалил, а это Александр Иванов на канале "Химия-Просто" сегодня вышло видео про урановые хвосты со ссылками на меня. Спасибо, конечно, за это и за интересные видео о свойствах гексафторида урана с 9-й минуты. Вышло довольно хлестко и мне такая категоричность и однозначность утверждений в ролике хоть и понятна, но не очень близка. На мой взгляд все несколько сложнее. Хотя по сути во многом согласен, в т.ч. со многими ответами на вопросы в конце.




PS: Продолжение своих статей об ОГФУ до НГ выпустить не успеваю( Придется найти время в каникулы

721 просмотр  
0
Вторник, 24 Декабрь 2019
 
16:28
Уже почти два месяца Гринпис и экологи-активисты ведут кампанию по запрету ввоза в Россию обедненного гексафторида урана (ОГФУ) из Германии. Я уже высказывался об этой истории в самом ее начале: В Россию начали завозить радиоактивные отходы из Европы? Разбираемся. За прошедшее время пришлось несколько раз выступать в СМИ на эту тему (тут вот подборка этих записей), поучаствовать в публичном обсуждении в Новоуральске, а также в очной публичной дискуссии с одним из главных оппонентов ввоза. А на прошлой неделе я побывал в пресс-туре и на самом комбинате УЭХК в Новоуральске, куда и везут ОГФУ.


Газовые центрифуги на УЭХК - крупнейшем в мире комбинате по обогащению урана

Так что за это время я постарался не только глубже вникнуть в матчасть вопроса, а она огромна и интересна, и я изучил далеко не все, так постараюсь дополнять материалы по мере углубления, но и успел погрузиться в общественный контекст проблемы. Давайте попробуем разобраться в этом всем по порядку и начнем с исторического обзора технологий обогащения урана.



Вместо введения
Для начала пару слов о ядерной физике. Как известно, уран используется в качестве топлива для атомных станций и начинки для ядерного оружия. Природный уран состоит из нескольких изотопов. Изотопы - это атомы одного химического элемента, отличающиеся массой ядра. Природный уран состоит на 0,711% из изотопа U-235, а на 99,28% из U-238, ну и на 0,01 % из U-234, но о нем сильно позже . Химически они совершенно одинаковы, но ядерные свойства у них разные. Для использования в большинстве атомных реакторов АЭС необходимо увеличить долю урана-235 до 4-5%, а для ядерного оружия и до 90%.

Увеличение в уране доли изотопа уран-235 называют обогащением. Процесс этот не стоит путать с обогащением руды, поскольку тут речь идет не о выделении какого-то химического элемента из пустой породы, например, урана из руды, где его обычно около 1%, а о разделении атомов одного и того же химического элемента. Поэтому этот процесс еще называют процессом разделения изотопов. Понятно, что задачка эта будет посложнее, ведь химические методы тут не работают. Нужно придумать что-то, что учитывает лишь разницу масс ядер, которая для изотопов урана 235 и 238 составляет всего около 1,5%. Непростая задачка.

Зачем нужен гексафторид урана
Существуют разные методы разделения изотопов, но два наиболее производительных и получивших исторически большее распространение (диффузионный и центрифужный), предполагают использование в качестве рабочей среды газа. А единственное легко летучее химическое соединение урана - это его соединение с фтором - гексафторид урана (ГФУ, UF6). При атмосферном давлении и до 56 C это твердое вещество, но при нагревании он переходит из твердого состояния в газ минуя жидкость. К тому же фтор имеет лишь один стабильный изотоп, поэтому отличие молекул UF6 по массе определяется исключительно изотопом урана. При этом его тройная точка (где он в твердом, жидком и газообразном виде одновременно) имеет не очень высокую температуру и давление, т.е. переводить его в разные фазовые состояния не очень сложно, а для промышленного применения это важно.


Фазовая диаграмма гексафторида урана (ГФУ, или UF6). Фото автора, снято на УЭХК.

Чтобы понять место гексафторида урана в атомной энергетике и ядерно-топливном цикле, давайте посмотрим на схему ниже. Она большая, но не пугайтесь. Нам надо отметить лишь 4 пункта в левом верхнем углу и два крайних, на которых гексафторид появляется и исчезает. На самом деле он исчезает еще и в самом левом-верхнем квадрате, при хранении, но об этом позже. При этом надо понимать что сам уран никуда не исчезает, просто переводится из одних химических соединений в другие (из оксидов в фтроиды и обратно). Небольшая часть урана как элемента исчезает лишь в ядерном реакторе после деления и других ядерных реакций.


Схема топливного цикла. Гексафторид урана появляется только для обогащения урана. До и после этой стадии уран присутствует в других химических формах. Источник.

Прежде чем из урана сделают топливо для АЭС, его надо добыть (из шахты, почвы или, как может быть в будущем, из морской воды), затем перевести в форму оксидов, затем отправить на специальные конверсионные комбинаты (например, в Северске или Ангарске), где его уже переведут в форму гексафторида (ГФУ) природного урана. Затем этот ГФУ отправляют на обогатительные комбинаты (в России их четыре - самый крупный в Новоуральске, и 3 в Сибири - в Северске, Ангарске и Зеленогорске), где образуется два продукта - обогащенный гексафторид урана, который направляют на заводы по изготовлению топлива (в Новосибирске и Электростали, или сразу в форме ГФУ за границу зарубежным заказчикам), и обедненный гексафторид урана, который направляют на хранилища при обогатительных комбинатах. Так что гексафторид урана - это тот уран, который еще не был в реакторе. Хотя есть и такие варианты, но встречаются они гораздо реже.

Немного истории технологий обогащения урана
Исторически такая масштабная задачка как промышленное обогащение урана впервые встала перед создателями атомного оружия. Альтернативой была наработка плутония, и ее даже быстрее освоили (о том на чем его нарабатывали я писал ранее). Тогда вопрос надо было решить быстро и любой ценой. Экспериментировали и в США и в СССР с разными методами - и с газовой диффузией, и с электромагнитными методами и с центрифугами. Причем, их комбинировали.

Уран для первой атомной бомбы, сброшенной на Японию, американцы наработали на электромагнитной установке Y-12, где используется принцип различия траекторий ионов разной массы, движущихся в магнитном поле. В СССР аналогичный метод внедряли на установке СУ-20 в городе Лесной (Тогда город Свердловск-45, тоже в Свердловской области). Но этот метод позволял работать лишь с небольшими объемами материала и доводить обогащение с 75% до необходимых 90-94%. А перед этим обогащение проводили на диффузионных машинах. Они были более производительным и пригодным для промышленного обогащения больших объемов урана.


Атомная бомба "Малыш", сброшенная на Хиросиму 6 августа 1945 года, имела в качестве "взрывчатки" 64 кг урана, обогащенного электромагнитным методом и методом газовой диффузии. СССР свою первую урановую бомбу взорвал в 1951, через два года после плутониевой. Источник

Основа диффузионного метода заключается в различии средних скоростей тяжелых и легких молекул при прохождении (диффузии) сквозь пористые тела - мембраны. Это означает, что лёгкие молекулы проходят через поры легче и быстрее, поэтому после мембраны газ получается более обогащенным легкими атомами.


Макет первой газодиффузионной машины в СССР ОК-150, с которой и начался Уральский электрохимический комбинат - УЭХК, но тогда просто завод 813 в закрытом городе Свердловск-44, ныне Новоуральск. Фото из музея УЭХК. Справа компрессор, а вот вертикальный цилиндр слева - как раз блок с сетчатым фильтром, через который и диффундирует гексафторид урана

В разделении изотопов важно понимать пару вещей. Во-первых, каждая отдельная установка проводит обогащение на очень незначительную величину. В газе на выходе лишь немного больше молекул с U-235 по сравнению с тем, что было на входе (на десятые доли процента). Поэтому приходится объединять сотни и тысячи машины в так называемые каскады, через которые газ проходит, постепенно обогащаясь до нужной величины. Первый газодиффузионный завод Д-1 в СССР (№813, будущий УЭХК) имел в 1948 году в своем составе 3000 машин ОК-150.


Каскады диффузионных машин на УЭХК. Фото стендов музея УЭХК.

Во-вторых, это очень энергозатратное удовольствие. И количество машин, и их мощные компрессоры, необходимые для прокачивания газа через фильтры, требовали огромного количества электроэнергии. Комбинат рос, к заводу Д-1 добавлялись заводы Д-2, Д-3 и Д-4. К 1953 году на УЭХК работало около 15 тыс. диффузионных машин, а потребляемая мощность составляла 250 МВт. К 1958-му, с пуском Д-5, потребление выросло до 800 МВт мощности или около 7
млрд кВтч/год. В 1950-е СССР добавил к Уральскому комбинату еще три завода в по обогащению урана в Сибири: Ангарский электролизный химический комбинат (АЭХК, г. Ангарск, Иркутская область), Электрохимический завод (ЭХЗ, г. Зеленогорск, Красноярский край) и Сибирский химический комбинат (СХК, г. Северск, Томская область). К концу 1950-х до 3% всей электроэнергии СССР шло на обогащение урана. В то же время в США, до конца Холодной войны использовавших для атомной гонки и наработки топлива для АЭС (которых у них до сих пор больше чем у кого-либо) наиболее энергозатратную технологию диффузии, на обогащение уходилодо 7% всей электроэнергии.

Это, конечно, создавало проблемы (приходилось строить мощные электростанции, например крупные гидроэлектростанции в Сибири) и отчасти выдавало такие комбинаты. Существует интересная история о том, как в 1958 году по фотографии схемы электросетей Уральского региона, опубликованной в журнале Огонек, аналитики ЦРУ вычислили мощность и расположение комбината УЭХК.


То самое фото из журнала Огонек, по которому ЦРУ (кроме прочих источников) изучало атомную промышленность на Урале. Источник.

В США были построены три газодиффузионных завода - первый в Ок-Ридже (уже закрыт), затем в Портсмуте и в Падьюке. В Англии с 1956 г. заработал газодиффузионный завод в Кэйпенхерсте. Во Франции с 1964 года - в Пьерлатте, затем более производительный завод в Трикастене. С 1960 года, при помощи СССР, работал газодиффузионный завод в Китае, вблизи Ханьчжоу.

Газовые центрифуги
Машины первых поколений сменялись более современными агрегатами, но к тому моменту как в Европе запускались первые газодиффузионные заводы, в СССР уже начинался переход к принципиально иной технологии обогащения, ставшей на текущий момент основной - технологии газовых центрифуг.

Что же из себя представляет центрифуга и как она работает? Принцип простой - газ очень быстро раскручивается в центрифуге, и за счет центробежного ускорения более тяжелые молекулы будут скапливаться у периферии, а ближе к центру будет больше легких. В теории все просто. А на практике нужны огромные скорости, новые прочнейшие материалы, электродвигатели, подшипники, хитрые системы снижения трения, подвода и отвода газа, не нарушающие работу центрифуги... Короче, с самого начала атомных проектов эту идею рассматривали и у нас и в США, но на практике реализовать ее оказалось куда сложнее, чем построить атомный реактор. Поэтому в США ее отбросили, тем более что неплохо со своей задачей справлялись и диффузионные машины. А в СССР на диффузии не остановились и довели до ума немецкие идеи.

Да, именно немецкие. Это направление развивалось в СССР после войны благодаря немецким военнопленным инженерам Циппе и Штеебеку. Они работали в Лаборатории «А» в Сухуми (будущий Сухумский физико-технический институт), а затем конструкторском бюро на Кировском заводе в Ленинграде. Но идеи активно перенимали и дорабатывали (например систему отбора газа) наши специалисты, в первую очередь Виктор Сергеев. В итоге в середине 1950-х немцы вернулись в Германию (Штеебек в ГДР, Циппе в ФРГ, где затем запатентовал "русскую центрифугу"), а Сергеев довел до работоспособной конструкции и серийного запуска первые русские центрифуги в СССР. Немцы вернулись на родину, а после этого в 1957 году на УЭХК запустили сначала опытный участок, а в 1962 - первый в мире завод по обогащению урана на основе газовых центрифуг. Подробнее об истории центрифуг можно почитать тут. Ну или тут.


Устройство центрифуги. Слева схема из статьи Популярной механики. Справа - разрез центрифуги из музея УЭХК.



Вот они, каскады газовых центрифуг 6-го поколения на УЭХК в цехе 53. Каждая высотой не более метра, вращается со скоростью более 1500 об в секунду и работает так до 30 лет... Компактные размеры по сравнению с диффузионными машинами позволяют собирать их в целые секции и размещать даже в несколько ярусов в высоту. Цветные трубы - это подвод и отвод гексафторида. Желтая - исходный продукт, красная - обедненный, синяя - обогащенный.



Оптимально соединить центрифуги, как впрочем и диффузионные машины, это отдельная наука. Теория каскадов называется. В свое время над ней величайшие умы трудились, включая Нобелевских лауреатов Ричарда Фейнмана и Поля Дирака в США, Кикоина, Соболева и других в СССР.



Сотни тысяч центрифуг, собранных в многоярусные секции на протяжении почти 2 километров - это только один цех комбината №53...



А это я с коллегой Алисой Мучник на фоне каскадов. Заметьте, никаких средств защиты у нас нет, не смотря на то, что в центрифугах тот самый ядовитый гексафторид в самой подвижной газообразной форме. Просто, во-первых, конструкция центрифуги рассчитана, что даже в случае поломки и разрушения от огромной скорости ее ротора, прочный внешний корпус уцелеет. А во-вторых, в случае разгерметизации корпуса выброса ГФУ наружу не будет, а будет наоборот подсос внутрь, т.к. ротор вращается в вакууме. Фото Доната Сорокина.



Тем не менее, для контроля правильности работы этого огромного количества центрифуг на каждой установлен датчик съема параметров (оборотов в первую очередь) - черный с белым проводом на фото.

Зачем же было переходить на центрифуги? Все просто - энергопотребление центрифуги почти в 50 раз меньше, чем у диффузионной машины. И это у первых поколений. А их в СССР/России за 60 лет сменилось уже 9, и каждое новое поколение центрифуг становилось еще производительнее, экономичнее, надежнее.



Поколения газовых центрифуг и их параметры. Источник.

С 1992 года Россия закрыла последние мощности диффузионного обогащения, полностью перейдя на центрифуги. Хотя небольшая секция диффузионных машин на УЭХК осталась и работает до сих пор как фильтр для отсеивания примесей входящего продукта. Производительность центрифуг 9 поколения в 14 раз выше, чем у первого поколения, а себестоимость работы разделения в 10 раз меньше. УЭХК стал крупнейшим в мире заводом по разделению изотопов урана (20% мировых мощностей).

В принципе, лучше один раз увидеть, чем много раз прочитать. Поэтому рекомендую посмотреть видеосюжет о российских газовых центрифугах, где это наглядно показано:

https://www.youtube.com/watch?v=f7-xddfcjJs
Отмечу, что производительность устройств для обогащения измеряется в ЕРР (единицы работы разделения). Это довольно непросто вычисляемая величина, но она важна для понимания объемов рынка и производительности. Например, мощность одной отечественной центрифуги составляла около 0,4 ЕРР в год для первых поколений, и выросла до 4-8 ЕРР в год для современных устройств. А общая мощность УЭХК - более 10 млн ЕРР в год (почти 20% всех мировых мощностей обогащения).

Кстати, а сколько же энергии потребляет крупнейший в мире разделительный завод в Новоуральске? И стоит ли вообще овчинка выделки? Ответ можно найти в их годовом экологическом отчете - около 1 млрд кВт*ч в год. Т.е. средняя потребляемая мощность около 115 МВт. Кажется что это очень много, тем более что это уже с использованием наименее энергозатратных центрифуг (страшно представить потребление диффузионного завода такой же мощности). Однако надо понимать, что это крупнейший в мире подобный завод. И обогащение - это самая энергозатратная часть топливного цикла (та часть, которая отвечает за выбросы CO2 "атомного" электричества). Приняв, грубо, что он дает до 20% топлива для АЭС мира (хотя реально наверно меньше), которые вырабатывают в год 2562 ТВт*ч электроэнергии (т.е. 2 562 000 млрд кВт*ч), получаем, что ядерное топливо дает в миллионы раз больше энергии, чем надо для получения топлива. Такая вот концентрация энергии в атоме.

Немного личного
У нас на Урале расположены не только 5 из 10 закрытых "атомных" городов, в которых расположены ключевые комбинаты ядерно-топливного цикла, включая крупнейший в мире комбинат по обогащению урана - УЭХК. На Физтехе УПИ в Екатеринбурге еще и готовят специалистов-атомщиков, в т.ч. для работ по обогащению урана. Этим занимаются на кафедре технической физики (тогда молекулярной физики), которую я оканчивал. Я, правда, учился на другой специальности, и изучал ядерные реакторы. А вот моя будущая жена, и нынешний директор УЭХК Андрей Белоусов (правда на 30 лет раньше нас), учились как раз разделению изотопов. Был и у меня для ознакомления один спецкурс по теории каскадов - форма допуска, сброшюрованные тетради с конспектами, которыми можно пользоваться только в закрытой части факультета... Секретность и коммерческая тайна, как она есть. И ведь что интересно, когда студенты физтеха в начале 2000-х слушали про диффузионные машины исключительно как про часть истории, за границей на них еще вовсю обогащали уран...

А что на западе?
После "отбывания срока" в СССР в 1956 году инженер Гернот Циппе вернулся на запад, в ФРГ, где решил продолжить работы по центрифугам. Его пригласили в США, где до того так и не смогли решить ряд технических проблем устройств, а Циппе помог воссоздать наработки, сделанные в СССР. Однако американцы пошли немного другим путем. Они пытались создать более крупные и мощные единичные экземпляры центрифуг, в то время когда у нас было много более простых и надежных, пусть и менее производительных. Дело в том, что производительность центрифуги зависит от отношения ее высоты к диаметру. Русская центрифуга около 1 м в высоту и до 20 см в диаметре, американцы пытались сделать гигантов до 12 м высотой и 0,6 м в диаметре, пусть и в сотни раз производительнее российских. Однако все попытки создания американских центрифуг оборачивались провалом (модели SET I, II и II в 1985, в 2009 году) не смотря на многомиллиардные вложения, проект был свернут. До закрытия по экономическим причинам в 2013 единственный американский завод по обогащению урана в Падьюке мощностью до 5 млн ЕРР (половина УЭХК) работал по диффузионной технологии, потребляя в пике до 3000 МВт электроэнергии...


12 метровые американские центрифуги. Источник

Зато в Европе все шло гораздо лучше. Циппе вернулся туда из США, а в 1970-м была создана компания URENCO, которая собралась заниматься обогащением урана на коммерческой основе для мирных целей (т.е. в основном для топлива АЭС, а не для оружия) по центрифужной технологии на основе патента Циппе. Эти центрифуги тоже крупнее российских, но меньше американских - около 3,65 м в высоту и производительностью 40-80 ЕРР. В 1977 году URENCO открывает заводы в Нидерландах (г. Алмело) и Великобритании (г. Капенхерст), в 1985 в Германии (тот самый завод в Гронау, откуда сейчас везут ОГФУ и вокруг которого так много шума), а в 2010 открыла единственный ныне работающий обогатительный завод на территории в США, в Нью Мексико.


Завод URENCO в Гронау, Германия. Справа видна площадка с хранилищем ГФУ (и сырьем и ОГФУ). Источник.

В итоге на текущий момент URENCO - вторая после Росатома (точнее его дочерней топливной компании ТВЭЛ и экспортного Техснабэкспорта, он же TENEX) компания по мощности обогатительных заводов в мире. Обогащением также занимается Франция (завод Georges Besse, по технологии URENCO), Китай (на основе наших центрифуг) и несколько других стран, но их вклад существенно меньше:


Мировые мощности по разделению изотопов урана в тысячах ЕРР - по странам и заводам. Взято отсюда, на основе данных WNA.

Но о том когда и как мы с европейцами поделили мировой рынок обогащения, зачем ввозим их обедненный гексафторид урана к нам, как его используют в мире и у нас и является ли он отходом - в следующей части.

Надеюсь успеть написать ее и третью часть (про безопасность и протесты) до нового года.



893 просмотра  
0
Пятница, 20 Декабрь 2019
 
17:14
Пока из-за работы и домашних дел не успеваю подробнее написать по теме ввоза обедненного гексафторида урана в Новоуральск. Собрав кучу материала, поговорив со специалистами и общественностью, побывав наконец в пресс-туре на УЭХК, я в итоге планирую написать большой материал из трех частей: о технологиях обогащения урана с обзором истории и того как это организовано на УЭХК (с фото); о международном рынке обогащения и того зачем это все сюда вообще ввозят; и собственно об экологических рисках и опасности обращения с гексафторидом урана. Часть уже написал, но видимо все добью лишь на следующей неделе, если вообще добью. А пока решил собрать тут ссылки на те публичные выступления и разговоры в СМИ, которые у меня были за это время по теме.

Самое эпичное - это была дискуссия с одним из главных противников ввоза ОГФУ Андреем Ожаровским, приехавшим из Москвы с лекцией в офисе Открытой России 6 декабря. Организаторы сделали 20-минутный ролик - выжимку с трехчасовой встречи:




17 декабря пригласили поговорить на эту тему на радио Комсомольская правда, где оппонентом был не кто-нибудь, а широко известный на Урале Антон Баков. В записи был директор УЭХК и представители Гринпис. Аудиозапись эфира по ссылке.


11 декабря (уже после пресс-тура на УЭХК) дал интервью ЕТВ, где были в записи директор УЭХК и Андрей Ожаровский:


11-го же утром полчаса в своей рубрике на радио Серебряный Дождь Екатеринбург посвятил этой теме:


9-го декабря был в эфире радио Эхо Москвы Екатеринбург:


6 декабря был на встрече с общественностью в Новоуральске, организованной Общественным советом Росатома. Небольшая нарезка интересных выступлений, я там с 8 минуты:


Ну и одно из первых интервью, 29 октября, тоже для ЕТВ:


964 просмотра  
0
Пятница, 15 Ноябрь 2019
 
08:00
Я уже рассказывал о том, как занимаются ядерным наследием, т.е. накопленными ядерными проблемами прошлого века в виде, например, атомных подлодок, озер с радиоактивными отходами, промышленных реакторов. Но самой опасной с радиационной точки зрения штукой и в мирной и в военной атомных программах является отработанное ядерное топливо – то, что выгружают из реакторов. И при его переработке образуются самые высокоактивные РАО. Об их захоронении этот пост.


Схема пункта захоронения высокоактивных РАО в Красноярском крае. Источник.

Источники и виды РАО
Помимо основной массы непрореагировавшего урана, на каждую тонну ОЯТ приходится до 10 кг плутония и до 20-30 кг осколков деления – новых радиоактивных элементов, образовавшихся в результате деления ядерного топлива. Этот ядерный компот не только чрезвычайно химически токсичен, но и является настолько мощным источником излучения, что может убить человека буквально за минуты. При этом само ОЯТ в нашей стране, как и в некоторых других, не считается отходом (хотя это не везде так), поскольку в России принята стратегия постепенного перехода на замкнутый ядерный топливный цикл с переработкой ОЯТ и выделением из него урана и плутония для последующего вторичного использования.

Однако при переработке ОЯТ образуются самые высокоактивные отходы, которые содержат как продукты деления, так и долгоживущие трансурановые элементы. Всего РАО по российской классификации делятся на несколько классов:


Классификация РАО. Источник

Так вот, при переработке ОЯТ образуются самые опасные из них - 1-го (высокоактивные отходы с высоким тепловыделением) и 2-го класса (высоко- и среднеактивные отходы с низким тепловыделением). Переработка каждой тонны ОЯТ дает десятки кубометров высокоактивных жидких отходов. Перерабатывают их пока только на ПО "Маяк" путем остекловываюния. Сейчас на временном хранении там накопилось около 7000 м3 таких остеклованных отходов в которых заключено более 700 млн Ки активности. Про остекловывание ВАО на Маяке можно посмотреть вот этот репортаж:



По действующему законодательству все РАО должны отправляться на окончательное захоронение. Созданием таких пунктов захоронения РАО (ПЗРО) с 2011 года занимается специальная организация - Национальный оператор по обращению с РАО. Уже введен в строй первый пункт ПЗРО в Новоуральске, строятся еще несколько пунктов вблизи мест образования и временного хранения РАО (В Озерске, Северске и др). Но все эти ПЗРО рассчитаны на РАО 3 и 4 классов – средне и низкоактивные отходы. Для них достаточно создать приповерхностные хранилища, в которых радионуклиды распадутся естественным образом за 400-500 лет.

В поисках надежного места
А как быть с отходами 1 и 2 классов, которые будут распадаться еще тысячи и миллионы лет? Для них нужно построить такое хранилище, которое позволит локализовать отходы в одном месте в течение такого длительного срока. Но у людей попросту нет опыта строительства чего-либо, рассчитанного на такой срок службы. Даже египетским пирамидам всего несколько тысяч лет.

Поэтому в мире принят подход по поиску чего-то надежного, что создано гораздо лучшим строителем и изобретателем – самой природой. Речь о подземных геологических породах, сохраняющихся миллионы лет. Интересно, что природа уже дала людям позсказки, что такой способ захоронения РАО в принципе реализуем. Около 2 млрд лет назад «работал» известный ядерный реактор в урановом месторождении Окло в Габоне, в Африке. Естественная цепная реакция привела к образованию того же типа радиоактивных отходов, как и в искусственных ядерных реакторах. Исследования показали, что большинство продуктов деления, а так же плутоний, переместились не более чем на 1,8 м от того места, где они сформировались 2 млрд лет назад.

Но прежде чем организовать такого рода искусственное хранилище, надо изучить предполагаемые места их размещения и убедиться, что они для этого подходят. Для этого сначала на месте будущего глубинного ПЗРО (ПГЗРО), или независимо от него, строят подземную исследовательскую лабораторию (ПИЛ). Подобных лабораторий в мире существует около трех десятков, а некоторые уже функционируют как пункты глубинного геологического захоронения, например, опытная установка по изоляции трансурановых РАО WIPP в США (соляных формации на глубине 650 м) и пункт захоронения короткоживущих НАО и САО в Венгрии, сооруженный на глубине 250 м в гранитных породах.


Схема подземного хранилища ОЯТ Онкало в Финляндии - одного из самых первых в своем роде. Подробнее о нем можно почитать в посте у tnenergy.

В России сейчас пока ПГЗРО для опасных отходов, но работы по его созданию ведутся давно. И сейчас уже начато строительство подземной лаборатории. Место для нее начали выбирали еще с начала 1990-х. Как и с другими видами РАО, подходящие места для пунктов финальной изоляции подыскивались вблизи объектов образования отходов для сокращения транспортных операций. Поскольку отходы 1-го и 2-го класса образовывались в основном при переработке ОЯТ, т.е. на комбинатах «ПО «Маяк», ФГУП «ГХК», и АО «СХК» (там, где работали промышленные реакторы), то рассматривались площадки рядом с ними. Подходящее место нашлось возле Горно-химического комбината в Нижнеканском массиве (НКМ) скальных пород, в 6 км от города Железногорска и в 4,5 км от реки Енисей. Немаловажным оказался и сам факт длительной эксплуатации подземного Горно-химического комбината. Но еще важнее то, что именно на ГХК уже создано хранилище ОЯТ ВВЭР-1000, а в будущем тут планируют построить масштабный завод РТ-2 по переработке этого ОЯТ, так что в будущем ПГЗРО будет как раз вблизи места образования высокоактивных РАО.


Площадка для подземной исследовательской лаборатории в Нижнеканском массиве.

В 2008-2011 для обоснования строительства ПИЛ пробурили геологоразведочные скважины глубиной до 700 метров. Возможность размещения пункта, прежде всего, зависит от геологических условий. Среда должна быть малопроницаемой – это может быть глина, соль, непористые скальные породы. В Финляндии и Швеции, например, подобные ПЗРО разместили в скальных породах, во Франции – в глинах. В НМК геологическая среда - горная порода гнейс, возрастом более 2,5 млрд лет в виде цельного массива размером полтора на полтора километра.

Подземная исследовательская лаборатория
Подземная исследовательская лаборатория будет представлять из себя сеть подземных сооружений на глубине 450-550 метров и будет включать в себя:
- три вертикальных ствола (технологический для спуска РАО, а на этапе стройки — для подъема породы, вспомогательный – для спуска работников, третий — вентиляционный.), два из которых будут иметь диаметр 6 и 6,5 метров;
- горизонтальные выработки, оконтуривающие площадь будущего размещения подземных сооружений ПГЗРО для захоронения РАО на горизонте 450 м;
- исследовательские выработки НКМ-лаборатории на горизонтах глубиной 450 и 525 метров;
- дополнительно на горизонте 450 метров создается поперечная выработка для исследований массива горных пород внутри площади будущего размещения подземных сооружений ПГЗРО.


Схема ПИЛ

РАО 1-го класса планируется захоранивать в вертикальных скважинах глубиной 75 метров, в толстостенных пеналах, с мощным бентонитовым барьером. РАО 2-го класса – в штабелях контейнеров в горизонтальных подземных выработках. Однако загрузка РАО начнется не раньше, чем через 10 лет.

До этого надо построить ПИЛ и провести в ней поэтапные исследования по 150 направлениям – это и дополнительные исследования пригодности горных пород для безопасного глубинного захоронения долгоживущих РАО, исследование свойств системы инженерных барьеров, созданных человеком, отработка транспортно-технологических схем строительства и эксплуатации объекта. Часть работ будет идти параллельно со строительство ПИЛ. Курировать проведение исследований будет Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН.


Вид на стройплощадку ПИЛ в 2019 году. Источник.

Строительные работы начались на объекте в 2018 году. Сейчас они ведутся на поверхности, идет выравнивание площадки, строительство наземных объектов, ведётся подготовка к горнопроходческим работам. Буровые работы начнутся в следующем году, после завершится строительство энергетического комплекса мощностью 40 МВт. На каждый ствол при проходке потребуется около 4 МВт, так что мощности будут с запасом. С началом бурения начнутся и исследования.

Помимо ПИЛ создается наземный Демонстрационно-исследовательский центр (ДИЦ). В нем будут тренироваться работать с оборудованием по обращению с РАО, с его упаковками и транспортными контейнерами, с системами контроля, а также работать с общественностью и экспертами. Т.е. это будет своего рода наземный офис ПИЛ.

Завершить создание ПИЛ планируют в 2026 году. Затем еще в течение минимум 5 лет буду идти исследования, однако планы могут сдвинуться, т.к. объект уникальный и заранее запланировать все нельзя, а ответственность огромная. Во Франции, например, исследования на подобном объекте ведутся уже более 16, а в Бельгии более 30 лет.

После проведения всех исследований, где-то в 2030-х, начнется поэтапное строительство собственно пункта захоронения, а затем и его эксплуатация. Конечно, лишь в случае, если исследования подтвердят, что место пригодно для захоронения РАО 1-го и 2-го классов. Если нет, то его можно будет перепрофилировать под хранение менее долгоживущих отходов.

За чей счет
Как и большинство программ по атомному наследию, работы по созданию ПИЛ и ПГЗРО ведутся в рамках федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016-2020 годы и на период до 2030 года» (ФЦП ЯРБ-2). Бюджет проекта по созданию ПИЛ составляет 24 млрд рублей. По федеральному закону "Об обращении с РАО..." от 2011 года отходы поделены на федеральную собственность (то что накоплено до 2011) и собственность производителей РАО. Собственники отходов в будущем будут сдавать их на захоронение на платной основе, при этом текущие тарифы составляют около 1,4 млн. рублей за 1 м3 РАО 1-го класса и около 600 тыс. р. за 1 м3 РАО 2-го класса.

Использованные источники и полезные ссылки по теме:
1. Интервью научного руководителя ФГУП «НО РАО» Виктора Красильникова
2. Статья «Уйти на глубину», журнал Атомный эксперт.
4. Технологии окончательной изоляции РАО: Европейский опыт и тенденции
5. Обзор зарубежных практик захоронения ОЯТ и РАО
6. Подземная исследовательская лаборатория. Доклад Беллоны, 2018.


287 просмотров  
+2
Среда, 13 Ноябрь 2019
 
00:38
Впервые на этом объекте я побывал более 10 лет назад в качестве младшего научного сотрудника Института промышленной экологии УрО РАН. Мало кто за пределами Урала знает, но вот уже более 60 лет в 200 км от Екатеринбурга хранятся тысячи тонн радиоактивного монацита - запасов СССР, собранных для запуска ториевой составляющей атомного проекта. Долгое время скрытый завесой секретности, этот объект породил огромное количество слухов и мифов. За последние 25 лет у него менялись собственники, обсуждались различные варианты использования монацита, вокруг кипели нешуточные общественные страсти. И вот теперь, похоже, база хранения монацита вступает в финальный этап своего существования. 6 ноября прошли общественные слушания по проекту, предусматривающему вывоз монацита на экспорт в Китай. Эта статья посвящена непростой истории, мифах и реальной опасности предприятия, а также его ближайшему будущему. Она написана мной для e1 (ссылка). Под катом привожу ее в авторском, чуть более детальном виде.




Торий и атомный проект СССР

В 1945 году мир вступил в новую, атомную эру. Создание и первое применение атомного орудия привело к началу атомной гонки, продолжающейся до сих пор. В то время создание оружия на новых физических принципах требовало привлечения невероятных финансовых, организационных и человеческих ресурсов. Величайшие ученые трудились над созданием новых областей знаний, отраслей промышленности, и над решением многих задач, открывающим путь к освоению атомной энергии в военных, а затем и в мирных целях. Одним из вопросов, на который пытались найти ответ – это какие материалы можно использовать в качестве ядерного топлива и начинки. Одним из вариантов, который нашел наибольшее распространение в атомной энергетике, стал уран. Для его применения его нужно обогатить по одному из изотопов (235-му), и этим занимаются на комбинате УЭХК в Новоуральске. Другим материалом, нашедшем применение в атомном оружии, стал плутоний. Это искусственный элемент, который получают из урана, облучая последний в специальных ядерных реакторах. Этим занимались, например, на комбинате ПО Маяк в соседней Челябинской области. Но был и третий вариант – торий. Это природный элемент, из которого так же в реакторах можно получать удобный для атомного оружия изотоп урана – 233-й. Научно-исследовательские работы по использованию тория проводились чуть меньше 10 лет, но к 1953 году руководитель советского атомного проекта Курчатов подвел итоги этого направления, отметив его нецелесообразность по сравнению с уран-плутониевым топливным циклом.

База хранения под Красноуфимском
Тем не менее, добыча ториевого сырья в виде монацита была налажена в СССР еще с 1930-х годов, до начала атомного проекта, на фоне общего интереса к радиоактивным материалам. Добывали его как минимум в двух местах - в Сибири, на Таракском месторождении под Канском, и в Режевском районе Свердловской области, в поселке Озерный. Монацит намывали из речного песка, обогащали, при этом образовывались большие отвалы обедненного песка, все еще содержавшего торий. Их запасы в последующем стали источником проблем, так как местной население в поселке Озерный и на станции Костоусово бесконтрольно использовало этот мелкий песок как строительный материал. В результате в начале 90-х в этих населенных пунктах пришлось проводить дезактивационные работы силами производственного объединения «Торон», ранее работавшем в зоне чернобыльской аварии. К счастью, жители получили пусть и повышенные, но не катастрофичные дозы. Но это уже отдельная история.

После прекращения работ по торию в атомном проекте, его стратегический запас было решено собрать в одном месте – под Красноуфимском. С 1941 года тут, вблизи станции Зюрзя, была построена база госрезерва под кодовым названием «почтовый ящик 118» для стратегических запасов продовольствия. На территории чуть более 20 га разместили 19 деревянных амбаров-сараев размерами 85*14 метров, в которых разместился запас зерна. Но в начале 1960 года на базу стал поступать новый груз под названием «концентрам ОМ». Регулярно, партиями по 200 тонн в виде деревянных 50-килограмовых ящиков с мешками, заполненными бурым песком – монацитом. За 4 года на базу было свезено около 82 тысяч тонн. К существующим амбарам, заполненным сверху донизу, добавили еще 4. В таком виде хранилище просуществовало до середины 90-х годов.

В 1994 году, по инициативе Эдуарда Росселя, баз хранения монацита была передана в собственность Свердловской области, и реорганизована в областное государственное учреждение «УралМонацит». Тогда такое приобретение казалось потенциально выгодным, так как монацит содержит не только торий, но и десятки тысяч тонн оксидов редкоземельных элементов (РЗЭ), цены на которые в 90-е были очень высокими. Идея получения этих элементов из монацита казалось коммерчески очень перспективной, но пока разрабатывали приемлемые технологии переработки, Китай успел завоевать мировой рынок РЗЭ. В итоге запас монацита остался мертвым грузом на собственности области.


Внутреннее состояние складов и штабелей с монацитом. Бетонный пол проломился, местами штабели завалились. Фото мое от 6 ноября этого года


Еще внутренние виды. Архивное фото из презентационных материалов слушаний 6 ноября.

Посмотреть на вид старых деревянных складов до возведения над ними новых металлических (это было где-то после 2008-го) можно в этом видео 2001 года (там есть и мой бывший шеф, защитивший диссертацию по влиянию этого объекта на окружающую среду):


Тем временем техническое состояние складов становилось все хуже, построенные во время войны и для других целей конструкции значительно обветшали. Под весом ящиков с тяжелым монацитом бетонные полы складов проломились, стены их начали заваливаться, ремонт и многочисленные подпорки не снимали риска обрушения. На средства области вокруг деревянных амбаров были построены металлические ангары на новых фундаментах, с расчётом на то, что даже при обрушении внутренних зданий наружу монацит не попадет.


Современный внешний вид металлических ангаров, возведенных над старыми деревянными амбарами.


Старый деревянный амбар внутри нового металлического

Влияние на окружающую среду – мифы и реальность
Как это часто бывает, наличие охраняемого объекта с непонятным, но радиоактивным содержимым, не могло не обрасти за долгие годы множеством слухов и мифов. Даже снятие грифов секретности в 90-е не сильно прояснило обстановку, так как на понятное беспокойство местных жителей наложились не только накопившиеся мифы, но и различные попытки манипуляций на почве опасностей, как реальных, так и вымышленных, тесно переплетенных между собой. В многочисленных публикациях об Уралмонаците можно найти упоминания и о новой форме жизни, появившейся на складах, и о том, что все работники предприятия умерли от рака и страшных болезней, и о студентах, подхвативших непонятную болезнь во время работ рядом со складами.

В середине 1990-х, изучением особенностей монацита и влиянием всего объекта на окружающую среду занялись ученые. Институт промышленной экологи УрО РАН (ИПЭ УрО РАН) занимался изучением обстановки на объекте с 1995 года, т.е. уже в течение 25 лет. Автор этих строк начинал свой путь в науке именно в этом институте, и на объекте побывал впервые более 10 лет назад в качестве младшего научного сотрудника.

Чем вообще может быть опасен монацит как радиоактивный материал? Содержащийся в нем торий (оксид тория составляет до 10% от массы монацита) – это природный слаборадиоактивный элемент, такой же натуральный, как, например, уран. Он может быть опасен по нескольким причинам. Во-первых, в высоких концентрациях он может быть источником гамма-излучения, которое приводит к дополнительному (помимо того, что человек получает 24 в сутки от других природных источников, в т.ч. и природного тория) внешнему облучению. Во-вторых, при его распаде образуются летучие радиоактивные газы - радон (Rn-222) и торон (Rn-220). Их длительное вдыхание в высоких концентрациях приводит к облучению легких альфа-частицами. Однако величину этих факторов и степень их опасности можно и нужно определять в конкретных условиях. Приведу некоторые краткие результаты исследований опасности этих факторов, сложившихся в конкретных условиях на базе Уралмонацит, обобщенных в многочисленных публикациях сотрудников института.

Во-первых, влияние объекта на окружающую среду сильно преувеличено. Да, возле складов и особенно внутри них гамма-фон в десятки и сотни раз выше «обычных» уровней (в среднем внутри складов около 90 мкЗв/ч, тогда как средняя величина гамма-фона в Екатеринбурге - 0,1-0,2 мкЗв/ч), что ограничивает время присутствия там персонала. Но за пределами территории фон в норме.


Мощность дозы на базе и вокруг нее в нЗв/ч (1 мЗв/ч = 1000 нЗв/ч, поэтому изолинии «300» на схеме означает мощность дозы в 0,3 мкЗв/ч). Скан из статьи Вестника УрО РАН об Уралмонаците

Во-вторых, ни сам монацит, ни содержащийся в нем радиоактивный торий за пределами складов не обнаружен – ни в воде, ни в почве, ни в образцах растительности его нет. Что не удивительно. Монацит, полученный путем промывки речного песка, нерастворим, при этом он довольно тяжелый. Поэтому осадками он не вымывается, ветром в виде пыли не выносится. Специально проведенные в течение нескольких лет эксперименты лишь подтвердили эти выводы. Грубо говоря – даже обрушение или пожар на каком-либо из амбаров-складов не вызвали бы пылевого выброса монацита за пределы территории. То же касается и летучих продуктов распада тория – газов радона и торона. Их концентрации повышены внутри складов, но за границами территории не отличаются от обычных уровней для этого региона.

В-третьих, в архивах предприятия найдены данные о 438 сотрудниках (автор этих строк лично оцифровывал эти архивы), работавших на базе с 1960 по 1997 годы, включая несколько десятков тех, кто участвовал в ручной разгрузке монацита в 60-е. Проведенное сопоставление структуры причин смертности среди работников предприятия и остального населения Красноуфимского района (собраны данные о причинах смерти более 4600 жителей за те же годы) не выявило значимых отличий. Так что никакого роста рака и других заболеваний у работников предприятия не выявлено.

В-четвертых, хотелось бы прокомментировать очень популярный миф о студентах УрГУ, приехавших в тот район на уборку лука в 80-е и заболевших непонятной болезнью, что, якобы, связано с монацитовыми складами. Этот вопрос был задан на слушаниях 6-го ноября, и на него ответил директор Института промышленной экологии УрО РАН Михаил Жуковский, 25 лет читающий курс «Медико-биологические основы радиационной безопасности» на физтехе:

«Человечество знакомо с ионизирующим излучением с 1895 года. За это время хорошо изучено что может происходить при его воздействии на организм, а что не может. Никакой контакт с монацитом или его упаковкой не мог привести к тем неврологическим эффектам и симптомам, которые наблюдались у студентов. Сейчас наверно сложно уже точно выяснить что именно вызвало тогда те симптомы. Рассматривались разные версии, в том числе отравления различными химикатами, удобрениями или пестицидами. Но можно точно сказать, что причина наблюдавшихся эффектов не соответствует воздействию ионизирующего излучения.»


Михаил Жуковский, директор ИПЭ УрО РАН на слушаниях 6 ноября.

Важно отметить еще один вывод ученых, связанный с базой хранения монацита. Какие бы ни были применены технологии его переработки для получения ли тория или получения редкоземельных элементов, этот процесс будет связан с образованием большого количества радиоактивных отходов, ненамного меньшем, чем само количество монацита. Причем, в отличие от монацита, который нерастворим, эти отходы будут уже в жидкой и подвижной, а значит более опасной форме. Поэтому безотносительно финансовых оценок, отказ от строительства на территории базы завода по переработке монацита можно считать неплохим решением с экологической точки зрения.

Переупаковать и вывезти
6 ноября в Красноуфимске прошли общественные слушания по проекту ОВОС (обоснование воздействия на окружающую среду) планируемой деятельности по вывозу монацита с базы хранения. Начало этого вывоза ждут уже несколько лет, и вот процесс выходит на финишную прямую.


На общественных слушаниях в Красноуфимске 6-го ноября был представлен проект переупаковки и вывоза монацита. В слушаниях с участием главы администрации города, руководства компаний «РедЗемТехнологии», «СпецАтомСервис», ГУ «Уралмонацит» и Института промышленной экологии УрО РАН приняли участие около 45 жителей района.

Еще в 2013 году областное правительство за 50 млн рублей на аукционе продало запасы монацита компании ООО «РедЗемТехнологии». Соглашение предполагает, что помимо вывоза концентрата за пределы области, будет проведена реабилитация территории базы хранения с удалением и очисткой от всех радиоактивных отходов. На слушаниях этот вопрос не рассматривался, но в кулуарах представители компании подтвердили, что монацит отправится в Китай на дальнейшую переработку. В Поднебесной и экологическое законодательство более либеральное по сравнению с российским, и переработка монацита поставлена на промышленную основу.

Сами работы по переупаковке и отправке монацита будет проводить компания-подрядчик, имеющая опыт работы с радиоактивными веществами и радиационно-опасными объектами - ООО ПК «СпецАтомСервис». На территории базы хранения и рядом с ней уже произошли заметные изменения. С сентября 2018 года проведен капитальный ремонт железнодорожного тупика и станции Зюрзя для погрузки контейнеров с монацитом в соответствии с требованиям правил перевозки опасных грузов ж/д транспортом. На самой базе так же отсыпают новые дороги, на базе временных зданий и сооружений создают мобильный технологический комплекс для проведения работ по извлечению из ангаров и перетарке концентрата в современную транспортную упаковку. Перед слушаниями представители «СпецАтомСервис» показали, как будет организован весь процесс.

На вот этом видео, снятом журналистами за неделю до моего визита туда 6-го числа, можно посмотреть как все организовано:



Схематично обращение с монацитом будет организовано следующим образом. Все работы внутри складов будут вестись без постоянного присутствия там людей как по соображениям радиационной безопасности, так и с целью избежать присутствия людей в обветшалых амбарах при механических работах.


Разбирать штабели из деревянных ящиков с монацитом будут с помощью роботизированных шведских манипуляторов Brokk с дистанционным управлением. Подобные роботы-манипуляторы уже зарекомендовали себя на объектах Росатома и при работе МЧС.


Манипуляторы снабжены камерами, сами операторы при работе буду находиться вне склада.


Белый ангар справа – склад с монацитом. В его стене будет проделано отверстие для конвейерной ленты. По ней ящики с монацитом будут подаваться в эту зеленую модульную конструкцию из нескольких контейнеров для переупаковки. Внутри нее ящики попадают на установку «прокалывания», где гидравлический пресс будет пробивать дно ящика и высыпать монацитовый концентрат в приемный бункер. Оттуда превмоприводом по трубам монацит будет подаваться в соседний модуль для переупаковки в биг-бэги по 2 тонны. Все эти процессы буду проходить под дистанционным контролем и без постоянного присутствия человека. После процедуры маркировки и паспортизации биг-бэги будут загружены в 20-футовые транспортные ISO-контейнеры, которые автотранспортом оправят для дальнейшей погрузки на ж/д транспорт к путям необщего пользования вблизи станции Зюрзя, находящимся в шаговой доступности от базы.


Разломанная деревянная и бумажная тара от ящиков с монацитом будет складываться в металлические контейнеры и идти на дальнейшую сортировку. Этот процесс уже будет проводиться с участием людей. Для их работы на территории базы уже возведено несколько модульных цехов. Снаружи они выглядят так, как показано на фото выше.


Вид цеха сортировки изнутри. Помимо входов для людей он имеет входную группу-шлюз (слева вверху) с двойными воротами, через которые погрузчики будут привозить от модуля переупаковки металлические контейнеры с остатками деревянной и бумажной тары. Ее и будут выкладывать на конвейер, откуда работники цеха будут разбирать ее на столы для обработки.


Деревянная тара будет вручную очищаться от остатков монацита промышленными пылесосами и направляться далее на измельчитель (конвейер слева). После дозиметрического контроля, если тара будет иметь остаточное радиоактивное загрязнение, она будет передаваться специализированной организации по обращению с радиоактивными отходами ФГУП РосРАО для дальнейшей переработки и захоронения.


Через такие системы радиационного контроля рук будет проходить весь персонал, работающий в цехе обработки тары. Проход внутрь возможны только через санпропускники с полным переодеванием в спецодежду и средства индивидуальной защиты и контроля в виде индивидуальных дозиметров.


За всеми работами так же будет осуществляться контроль из диспетчерской.

Операции с концентратом начнутся после получения разрешений со стороны Ростехнадзора, Роспотребнадзора, Ространснадзора. Планируется, что работы начнутся в первом квартале 2020 года. Если все пойдет по плану, то уже через несколько лет нынешняя территория базы хранения ториевого запаса СССР будет полностью освобождена от радиоактивных материалов и дезактивирована. Предполагается, что после этого на нем можно будет разместить новый промышленный объект.

А вот в этом видео местного Красноуфимского телеканала можно посмотреть на то как прошли слушания, на выступление докладчика по проекту и ответы экспертов:



548 просмотров  
+5
Пятница, 1 Ноябрь 2019
 
17:48
Говоря об атомных реакторах мы чаще всего представляем себе реактор атомной станции. Его задача вырабатывать из ядерного топлива тепло, которое затем преобразуется в электричество. Но существует и довольно большое число реакторов, работающих для других целей. Их используют для исследований, для наработки полезных изотопов, в т.ч. для медицинских целей, как источник энергии для гражданских судов и военных кораблей. Но самые первые мощные ядерные реакторы стали строить в 40-е годы для одной важной на тот момент задачи – наработки оружейного плутония, начинки атомного оружия. Именно они получили название промышленные. И именно их истории и нынешнему состоянию в нашей стране и посвящена эта статья.


Промышленный уран-графитовый реактор АДЭ-2


Атомный реактор – это устройство, в котором происходит управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер (например, урана или плутония). При этом происходит большое количество других ядерных реакций, которые можно использовать для тех или иных задач. Когда в начале 1940-х годов физики занялись поисков делящихся материалов, наиболее пригодных для создания ядерной бомбы, выяснилось, что на его роль подходят обогащенный уран и искусственный элемент плутоний, которого не существует в природе. В итоге оба варианта были реализованы. Бомбы, сброшенные на Хиросиму и Нагасаки, были опытными образцами этих двух разных типов - из обогащенного урана и из плутония. В итоге плутоний по ряду причин казался более предпочтительным для использования. Но чтобы его получить, нужно построить реакторы, в которых уран будет облучаться нейтронами и превращаться в плутоний, а затем выгрузить топливо, переработать (процесс этот привел в свое время к образованию большого количества жидких отходов, как я писал в другой статье) и выделить из него плутоний. Именно с такой целью стали строить промышленные реакторы в США, а затем и в СССР, а рядом с ними и целые комбинаты для переработки ядерного топлива и выделения плутония.

Первый в мире промышленный реактор был построен в США в рамках Манхэттенского проекта. Это был реактор «B», он заработал в сентябре 1944-го на территории комбината Хэнфор, где всего было построено 9 промышленных реакторов. В итоге это позволило американцам провести первый в истории тестовый ядерный взрыв плутониевой бомбы 16 июля 1945 года на полигоне в Неваде, а затем – боевой взрыв 9 августа 1945 в Нагасаки. В Хиросиме взорвали урановую бомбу, без тестового взрыва.

В СССР по аналогии с Хэндфордским комбинатом был построен комбинат «Маяк» (ранее завод №817) в городе Озерск (ранее Челябинск-40) в Челябинской области. Там первый промышленный реактор «А» заработал в 1948 году. Именно он дал плутоний для первой советской ядерной бомбы, испытание которой состоялось 29 августа 1949 года.

Конструкции первых промышленных реакторов-наработчиков плутония были примерно похожи. Это канальные реакторы на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и прямоточным водным охлаждением. Сама активная зона реактора (пространство, где происходит цепная реакция) собиралась из графита, который выступал замедлителем нейтронов. Замедление нейтронов в графите позволяло использовать в качестве топлива природный, необогащенный уран. Это очень упрощало и ускоряло наработку плутония. В графитовой кладке реактора были просверлены каналы, в которые загружалось топливо в виде урановых металлических цилиндров-блочков. По этим же каналам пускалась вода для охлаждения, т.к. при делении урана выделялось много тепла. Блоки с топливом загружались с одной стороны канала, облучались в реакторе, в них образовывался плутоний (несколько процентов от загруженного урана), а через некоторое время они выгружались с другой стороны канала и шли на переработку – растворение и выделение плутония химическими методами. Реакторы такой конструкции и назначения получили в СССР название ПУГРы – промышленные уран-графитовые реакторы.

Основным, и бросающимся в глаза отличием ПУГРов в США и СССР было то, что американские были с горизонтальными каналами, а наши – вертикальными. Не смотря на то, что во-многом мы догоняли американцев и шли по их следу экономя время, такой вариант показался советским разработчикам более выгодным из-за решения ряда проблем с неравномерностью теплового потока.


Первый в мире промышленный реактор "B" в Хэнфорде, США. Видна передняя панел с горизонтальными каналами, куда загружалось свежее топливо. Источник

Конструкции первых промышленных реакторов-наработчиков плутония были примерно похожи. Это канальные реакторы на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и прямоточным водным охлаждением. Сама активная зона реактора (пространство, где происходит цепная реакция) собиралась из графита, который выступал замедлителем нейтронов. Замедление нейтронов в графите позволяло использовать в качестве топлива природный, необогащенный уран. Это очень упрощало и ускоряло наработку плутония. В графитовой кладке реактора были просверлены каналы, в которые загружалось топливо в виде урановых металлических цилиндров-блочков. По этим же каналам пускалась вода для охлаждения, т.к. при делении урана выделялось много тепла. Блоки с топливом загружались с одной стороны канала, облучались в реакторе, в них образовывался плутоний (несколько процентов от загруженного урана), а через несколько недель они выгружались с другой стороны канала и шли на переработку – растворение и выделение плутония химическими методами. Реакторы такой конструкции и назначения получили название ПУГРы – промышленные уран-графитовые реакторы.


Схема графитовой кладки активной зоны советского ПУГР. Размер цилиндра - около 9 м в диаметре и столько же в высоту.

Таким образом, реактор выступал как конвейер по облучению и образованию плутония из природного урана – это был очень простой, но эффективный способ получения взрывчатки для бомб. Правда при этом реактор надо было охлаждать водой, которую надо где-то брать и затем (зачастую уже загрязненную радионуклидами из топлива) сливать, а при выделении плутония на радиохимических производствах образовывалось большое количество жидких радиоактивных отходов. Но время было такое, что решалась в первую очередь основная задача – создание оружия. Увы, проблемы с отходами откладывались на потом и заложили основу многим экологических последствиям, получившим теперь название ядерное наследие.
В СССР были построены три комбината для наработки оружейного плутония – ПО «Маяк» (г. Озерск, Челябинская область), СХК (г. Северск, Томская область) и ГХК (Железногорск, Красноярский край). Всего на них с 1948 по 1965 год были введены в строй 13 ПУГРов.

Первые реакторы на ПО «Маяк»

Первенец и самая крупная промышленная площадка ядерного комплекса СССР – производственное объединение «Маяк» (ПО «Маяк», ранее – завод №817, сороковка), расположенное в городе Озерск (Ранее Челябинск-40) в Челябинской области, работает с 1948 года. 8 июня 1948 года на ФГУП «ПО «Маяк» был пущен первый в стране уран-графитовый промышленный реактор А («Аннушка»).

В августе 1946 года был утвержден проект и начато строительство реактора. С минимальной механизацией, в условиях суровой уральской зимы к весне 1947-го года на стройплощадке комбината были выполнены самые тяжелые грунтовые работы – вырыт котлован 80 на 80 метров и глубиной до 53 м. Всего было извлечено 157 тыс. кубометров грунта. На заключительном этапе выемки скального грунта было занято 11 тысяч землекопов.


Здание первого реактора "А". Источник.

Цилиндрическая активная зона ректора была диаметром 9,2 м и высотой в 9,2 м. Графитовые колонны были составлены из блоков 600 мм высотой с квадратным сечением 200х200 мм и центральным отверстием диаметром 44 мм. Графитовая кладка пронизывалась по вертикали 1200 тонкостенными алюминиевыми трубами с толщиной стенок в 1 мм, через которые протекала вода и в которых располагались урановые блочки (диаметр 35 мм, высота 100 мм) с оболочкой из алюминиевого сплава. В каждый канал загружалось 74 блочка. В нижней части труб они упирались в разгрузочное устройство, которое при необходимости могло выдавать по одному блочку из любой вертикальной трубы. Под собственным весом блочки падали в воду и попадали в шахту перегрузки. Затем они поступали в транспортную галерею, где хранились под слоем воды 2 месяца, после чего шли на переработку.


Зал реактора А на ПО «Маяк». (Источник)

8 июня 1948 года лично Курчатовым был осуществлен физический пуск реактора с загрузкой около 75 т урана. А чуть менее чем через год, 29 августа 1949 – первая атомная бомба СССР из полученного на реакторе плутония была испытана на Семипалатинском полигоне. По проекту первый промышленный реактор «А» должен был проработать 3 года, но проработал 39 лет – до 1987 года. Подробнее о реакторе «А» можно почитать тут.

Всего за годы существования предприятия на ПО «Маяк» работали десять промышленных реакторов, два из которых эксплуатируются в настоящее время. Среди них 5 промышленных уран-графитовых реакторов - А, АИ, АВ-1, АВ-2 и АВ-3, были введены в строй в период с 1948 по 1952 год. Их первоначальные сроки службы были небольшими, но проработали они по 30 с лишним лет, модернизируясь во время капитальных ремонтов. Остановлены они были в период с 1987 по 1990 год, и с тех пор на них ведутся работы по выводу из эксплуатации.

Подземные АД на Горно-химическом комбинате.

Горно-химическом комбинате, третий комбинат по наработке плутония в СССР, предприятие уникальное, расположенное под землей, в скальном массиве. На площадке ФГУП «ГХК» в г. Железногорске под Красноярском расположены три ПУГРа – АД, АДЭ-1 и АДЭ-2. Вместе со вспомогательным оборудованием и коммуникациями они размещены в горных выработках скального массива – в шахтах, облицованных монолитным бетоном. По проекту реакторы предполагалось расположить в скальном грунте на глубине около 200 м в поперечных выработках шириной 8-18 м, длиной 60-80 м и высотой 5-30 м.


Электричка в подземный комбинат ГХК. Источник.

ПУГР АД являлся одноцелевым проточным реактором на тепловых нейтронах. ОН проработал 1958 по 1992 год. Мало того, что этот реактор обладал в два раза больше производительностью по плутонию, чем его предшественники, его конструкция и удельная мощность позволяли поднять температуру охлаждающей воды на выходе до состояния рабочего тела турбины. По сути, это был первый проект энергетического реактора. До этого у всех реакторов в мире температура охлаждающей воды на выходе была не более 100 градусов, а у проекта АД на выходе парогенератора был перегретый пар, который мог вращать турбину. Реактор АД стал первенцем серии реакторов третьего поколения.


Остановка реактора АДЭ-2 на ГХК 15 апреля 2010 года (Источник)

АДЭ-1 проектировался как энергетический, но эксплуатировался как одноцелевой реактор в проточном режиме с 20 июля 1961 года. Остановлен для вывода из эксплуатации 29 сентября 1992 года. АДЭ-2 работал с 1964 года в двухцелевом режиме (плутоний + электроэнергия), остановлен для вывода из эксплуатации 15 апреля 2010 года.

Первая АЭС на Сибирском химическом комбинате

В период с 1953 по 1964 г. на площадках Сибирского химического комбината в г. Северск (Томская область) были сооружены и пущены в эксплуатацию ПУГРы И-1, ЭИ-2, АДЭ-3, АДЭ-4, АДЭ-5. Реактор И-1 предназначался исключительно для наработки оружейного плутония, остальные реакторы совмещали в себе функции наработки плутония и производства электроэнергии. Впервые в мире эти функции совместил в себе реактор ЭИ-2. С пуском этого реактора в 1958 году заработала первая очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, которая стала второй атомной станцией в СССР после Обнинской, пущенной 4 годами ранее. Реакторы серии АДЭ по мере их ввода в эксплуатацию поэтапно наращивали мощность Сибирской АЭС. С пуском АДЭ-5 мощность станции составила 600 МВт.


Сибирская АЭС на СХК – первая крупная АЭС в СССР и единственная АЭС в Сибири.

На базе реакторов АДЭ-4 и АДЭ-5 была спроектирована и реализована система дальнего теплоснабжения. Город Томск был обеспечен дешевой тепловой энергией благодаря использованию тепла реакторов АДЭ-4 и АДЭ-5. Реакторы давали 30–35% тепла, необходимого для отопления жилого массива г. Томска, и более 50% – для г. Северска и промплощадок комбината. В 2008 году в Северске были остановлены последние промышленные ядерные реакторы.

Наследие промышленных реакторов

Опыт работы уран-графитовых реакторов в СССР не только дал стране материал для ядерного оружия с избытком, который до сих пор утилизируется даже в виде топлива для обычных АЭС, но и открыл путь к мирной атомной энергетике. Реактор Первой в мире АЭС в Обнинске, открытой в 1954 году, Сибирской АЭС, первых двух энергоблоков Белоярской АЭС, всех блоков Билибинской АЭС и серии мощных реакторов РБМК-1000 разработаны на базе опыта строительства и эксплуатации канальных уран-графитовых реакторов. Но помимо накопления опыта, разработки энергетических направлений, ПУРГи стали источниками и многих экологических проблем. Частые поломки, разгерметизация твэлов и выход из строя приводили к сбросу в окружающую среду с охлаждающей водой радионуклидов, попадавших в реки Енисей и Томь. Радиохимический передел топлива при выделении ценного продукта – плутония, привел к образованию наибольшей по объему части ядерного наследия СССР – водоемов-хранилищ жидких радиоактивных отходов в виде Теченского каскада водоемов, озер Карачай и Старое болото на ПО «Маяк», подземных пластов-хранилищ на СХК и ГХК.


Реакторы РБМК-1000, работающие на Ленинградской, Смоленской и Круской АЭС – концептуальное развитие промышленных уран-графитовых наработчиков плутония. Только из их топлива плутоний уже не извлекали.

Вывод из эксплуатации

В 1991 году США и Россия подписали соглашение об окончательном останове реакторов, нарабатывающих оружейный плутоний. К настоящему времени все ПУГРы в России остановлены и находятся в той или иной стадии вывода из эксплуатации.

В рамках федеральной целевой программы ФЦП ЯРБ-1 (2008-2015 гг) осуществлялась подготовка и была проведена первая и уникальная операция по разбору и консервации ПУГР на месте. В 2010 году на базе СХК был сформирован "Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов" (ОДЦ УГР). В сентябре 2015 года ОДЦ УГР завершил операцию по окончательному выводу из эксплуатации реактора ЭИ-2. Сейчас это по сути холм. Было использовано более 100 тыс. м3 изолирующих материалов на основе местных глин. Итог работ: ядерные материалы удалены, наземная часть и непроектные хранилища ликвидированы. Графитовая кладка законсервирована.


Схематический вид реактора ЭИ-2 на СХК до (слева) и после (справа) окончательной консервации.

Вывод из эксплуатации и консервация ПУГР «на месте» считается на данный момент наиболее оптимальной концепцией, позволяющей снизить нагрузки на персонал в процессе вывода из эксплуатации, избежать перемещения большого количества радиоактивных материалов и создания дополнительных хранилищ для РАО. Однако, не все реакторы можно будет захоронить подобным образом. В рамках федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016 – 2020 годы и на период до 2030 года» планируется дополнительно вывести и окончательно законсервировать 8 из 13 ПУГР, а так же решить вопросы связанные с утилизацией облученного графита.


Памятная плита на фоне лужайки на месте вывода их эксплуатации реактора ЭИ-2 на СХК. (Источник)

В настоящее время к выводу из эксплуатации «на месте» по опыту СХК готовятся реакторы на ПО «Маяк». В 2018 году прошли общественные обсуждения проекта по выводу из эксплуатации пяти промышленных уран-графитовых реакторов комбината. В рамках предстоящего процесса вывода из эксплуатации на каждом реакторе будет проведена дезактивация помещений (при необходимости), демонтажные работы по оборудованию и системам, находящимся в реакторном здании и на территории площадке. Затем внутренние полости реактора, шахты реактора и строительных объёмов помещений реакторного здания будут заполнены сорбирующими и гидоизоляционными материалами до нулевой отметки, т.е. до поверхности земли. После этого над шахтой реактора будет создан дополнительный барьер в виде верхней герметической защитной плиты.

Вместо выводов
Промышленные уран-графитовые реакторы, давшие СССР необходимы для ядерного орудия плутоний, заложили и основу для мирного использования атомной энергии на атомных станциях первых поколений и для запуска масштабной серии АЭС с реакторами РБМК, до сих пол дающими почти половину всего атомного электричества в России. Точно так же и после окончания своей работы ПУГР станут полигоном для отработки технологий обращения с облученным графитом, необходимых для вывода из эксплуатации АЭС с уран-графитовыми реакторами.

Источники:
1. Летопись Росатома. История реакторов.
2. Проблемы ядерного наследия и пути их решения. Том 1.
3. Опыт по выводу из эксплуатации ПУГР АД методом «захоронения на месте»
4. Пять реакторов – наработчиков оружейного плутония на «ПО Маяк» планируется захоронить на месте
5. Технические решения, технологии и опыт АО «ОДЦ УГР» по выводу из эксплуатации ОИАЭ



811 просмотр  
+6
Вторник, 29 Октябрь 2019
 
20:04
Вчера пригласили на местный телеканал ЕТВ, поговорить все о том же ввозе урановых "хвостов". Ольга Павлова замечательный интервьюер - разговорила меня не только на технологию и матчасть процесса, которые я уже описывал ранее, но и на разговор об информационной открытости Росатома. Высказал несколько мыслей, которые ранее публично не озвучивал. Попробую сформулировать письменно. Пусть они покажутся наивными и очень поверхностными, но уж какие есть. Мысли - под катом. А ниже - запись эфира.





Мысль первая, пессимистичная. Росатом большой. Это огромный технологический и инфраструктурный организм, у которого много лиц, сотни подразделений и организаций, множество функций и задач. Он исторически вырос из закрытого Минсредмаша, отвечавшего за атомный проект, он до сих пор занимается оборонкой. Но глобально его можно поделить на две части – мирную, гражданскую, и военную, или как минимум часть двойного назначения. Я уже многие годы выступаю своего рода экспертом, к которому СМИ обращаются за вопросами на ядерную тематику, особенно когда происходит какое-то ЧП или подозрение на него. По своему опыту могу сказать, что самым открытым в Росатоме является Росэнергоатом – та его часть, которая занимается производством энергии на АЭС. Сложный вопрос что тут следствие, а что причина, но они больше всего на виду, к ним чаще возникают вопросы (любой чих на АЭС – это информационный повод), их функции более понятны, но главное – они занимаются мирным атомом. Это лицо атомной энергетики, их продукт и его польза обществу практически понятна (вокруг этого тоже много споров, но на фоне многих других атомных дел это так), а о хорошем рассказывать легко и приятно. Росатом давно строит АЭС за рубежом, и это пример высокотехнологичной экспортной продукции, которая качественно выделяется на фоне экспорта сырья или оружия. Короче, что я хочу сказать – при всей закрытости (а Росэнергоатом это часть Росатома, и они тоже отягощены этим бременем), их открытость заметна на фоне других частей Росатома.

Но происходит масса радиационных инцидентов и на других предприятиях или объектах, порой даже не связанных с Росатомом. Взять тот же взрыв под Северодвинском (курирует все Минобороны, Росатом там исполнитель), или выброс рутения в 2017 (формально никто ответственность на себя так и взял, но подозреваемый остался один - тут как с дырочкой на МКС), или тот же ввоз обедненного урана (вообще не проблема с точки зрения технологии, но попробуй это объясни). Для обычного гражданина, не специалиста из отрасли, все это все равно связывается с госкорпорацией, и даже глобальнее – с Государством, с властью во всех ее проявлениях, которая всегда что-то скрывает, всегда готова обмануть. И закрытость тех частей Росатома, которые занимаются технологиями двойного назначения, и тем более военными, пусть отчасти и оправдана секретностью, все же бьет по отрасли в целом. И популярная стратегия «проигнорируем или просто скажем что у нас все хорошо, а потом как-нибудь рассосется», может дать тактические плюсы, но не работает в долгую, потому как недоверие в обществе только накапливается, как мышечная память, которая в нужный момент говорит устами обывателя сложившуюся формулу «радиация=власть все скрывает=Чернобыль». И это касается всех атомщиков, чем бы они ни занимались.

Мысль вторая, оптимистичная, которая пришла мне весной на форуме Атомэкспо-2019 в Сочи. У меня есть маленькая надежда. Она совершенно не перекрывает пессимизм мысли первой, просто идет параллельно. Росатом – крупная международная компания. Она строит атомные станции, ядерные центры и ведет проекты в десятках стран мира. Самых разных. В том числе и в тех, где довольно развиты экологические организации, общественный контроль, в т.ч. через СМИ и выборные органы (Финляндия, например). В том числе и тех, где ранее вообще не было атомной промышленности (тут список огромный – Турция, Египет, Бангладеш и т.д.). И в этих условиях, играя отчасти по рыночным правилам, Росатом порой вынужден работать с обществом, объяснять, рассказывать, убеждать, подстраиваться, потому что ему нужно реализовать эти проекты на новых местах, где к этому не привыкли (в России есть подобные примеры, например, Нацоператор по обращению с РАО, но их мало). И делать это в условиях, отличных от российских. И это, я надеюсь, многому учит Росатом. И я надеюсь, что лучшие положительные (а не отрицательные) практики будут привноситься и внутрь страны. Хотя есть мысль первая, которая губит все на корню.

Такие вот мысли популяризатора атомных технологий.



263 просмотра  
+2
Пятница, 25 Октябрь 2019
 
03:37
Вчера утром по СМИ пошли публикации (инициированные заявлением Гринпис) о возобновлении ввоза в Россию якобы ядерных отходов из Европы. Причем ввоза к нам, под Екатеринбург, в Новоуральск. Для меня вся эта история пахнула событиями десятилетней давности, поскольку именно тогда она была у нас в первый раз (ох я тогда по бурной и горячей молодости славно «рубился» на эту тему с гринписовцами и прочими экологами в жежешечке), и поэтому, собственно, сейчас и говорят, что ввоз не начался, а возобновился. И ввозит все та же европейская, англо-германо-нидерландская компания Urenco.

Но многое изменилось за 10 лет. Например, законодательство по обращению с РАО в России существенно улучшилось, а вот ситуация с независимыми общественными организациями, в т.ч. экологическими – ухудшилась, в силу общего давления на гражданские институты. При этом, что характерно, суть проблемы и аргументация сторон практически не изменились.

В чем суть? Давайте по пунктам.


фото хранилища тех самых "отходов" в России


1. Немного матчасти. Природный уран состоит на 0,7% из изотопа уран-235 и на 99% из изотопа уран-238. Для использования в атомной энергетике или ядерном оружии, так уж ядерная физика нам говорит, необходимо увеличить долю урана-235 минимум до 3-4% (для АЭС), а порой и до 90% (оружейный уран). Повышают эту долю в процессе обогащения на специальных центрифугах на комбинатах, крупнейший из которых (по-моему, даже в мире) находятся как раз в Новоуральске (это УЭХК). При этом из природного урана получается полезный, обогащенный до нужной величины по 235-му изотопу уран, и отвальный (так называемые «хвосты») уран – обедненный по 235-му изотопу до 0,3-0,2%, а то и ниже. Причем, второго по объему гораздо больше (грубо - 90%).

2. Обогащением урана США и Россия (СССР), а также всего несколько других стран занимаются уже более полувека, и обедненного урана накоплено уже дофига. При этом технологии обогащения не раз менялись (не считая экзотики, массово был переход с диффузионной технологии на центрифужную), и до сих пор постоянно совершенствуются, и тот уран что шел в отвал раньше, теперь вполне может использоваться снова как сырье, из которого можно извлекать все больше урана-235. При этом технологии даже на текущий момент не везде одинаковые. В России, и тут есть чем гордиться, технология центрифужного обогащения самая эффективная и дешевая (хотя ничто не вечно и Китай активно учится в том числе и обогащению). Поэтому то что у европейской Urenco (а это вторая по величине компания в мире после Росатомовского ТВЭЛа, кто занимается обогащением урана) уже идет в отвал, у нас может обогащаться дальше с получением полезного продукта.


Хранилище обедненного урана в США. Везде его хранят примерно одинаково.

3. Дак отходы к нам везут или нет? Это самый важный вопрос, и он скорее мировоззренческий, т.к. с юридической точки зрения все довольно четко - это не отходы. В этом смысле Росатом, заявляющий, что Гринпис занимается дезинформацией, по-своему прав. По российским законам радиоактивные отходы – это то, что уже не подлежит дальнейшему использованию. А если подлежит – то это не отход. Ведь и бытовой мусор при наличии нужных технологий может превратиться из мусора в сырье для вторичной переработки. Так вот наши технологии обогащения урана позволяют из европейского «мусора» как из вторсырья получать полезный продукт, который возвращается заказчику, а вторичный обедненный уран формально тоже еще не отход, т.к. в дальнейшем (теоретически) тоже может использоваться для получения других полезных продуктов – топлива для быстрых реакторов (это российская фишка, у европейцев такой опции нет), т.к. в них «сгорает» даже уран-238, кислот из гексафторида урана и т.д. Американцы, например, из обедненного урана одно время делали броню для танков, сердечники для снарядов и даже противовесы для гражданских боингов. Но это чисто юридически все понятно, а по духу конечно вопрос остается дискуссионным, и вокруг него все и ведутся споры. Причем в разных странах ответы на эти вопросы разные и зачастую это результат даже не техники, а общественного договора внутри страны. Например, то же отработанное ядерное топливо где-то (в США, Швеции и др) считается отходом и подлежит захоронению, а в других (Франция, Россия) считается сырьем, хранится и перерабатывается. И это нормально. Другое дело, что уровень учета мнения общественности и работа с гражданским обществом в разных странах разная. И вот на этих противоречиях и разных подходах и сталкиваются мнения Гринписа и немецких зеленых с одной стороны (типа это аморальное лукавство), и атомщиков и Росатома с другой (типа все законно и технологично). А растерянная российская общественность, вернее та ее часть, которая обеспокоена этим вопросом, теряется в догадках кому верить и чего бояться.

4. Теперь касательно того, что от всех этих переработок остается в России, и пытаются ли у нас сделать ядерную свалку (спойлер – нет, хотя опять же, как посмотреть). Дело в том, что после обогащения остается вторичный, еще более обедненный уран, которого по объему около 90% от исходного. И он остается в России. Можно и его рассматривать как будущее сырье (теоретически, пока он не так востребован – своего то тоже хватает), но по факту он еще долгое время будет просто храниться у нас. И в этом смысле некоторая доля правды в словах Гринпис, говорящих о том, что под видом переработки большая часть этого материала завозится в Россию и тут остается, есть. Т.е. отношение к этому урану – это вполне себе место для общественной дискуссии, но где же у нас ее проводить, если даже Госдума для нее не место. На мой взгляд было бы более справедливо отправлять его обратно, т.к выгоды в накоплении его запасов на будущее не так очевидны, нам и своего если что хватит, а риски добавляются. И тогда вопросов вообще бы не было, а были бы почти (о «почти» ниже) одни плюсы – мы зарабатываем на технологиях обогащения, европейцы получают полезный продукт, а менее востребованный отвальный уран забирают к себе.


Хранилище ОГФУ в Зеленогорске. Источник.

5. Про «почти». Все бы хорошо, и можно было бы возить уран туда-сюда для переработки, но сама транспортировка, как и хранение урана, потенциально все же связаны с риском. Как и любая технология, впрочем. Причем, этот риск связан даже не с радиацией - в обедненном уране более активного изотопа меньше, т.е. он менее радиоактивный чем природный уран, а даже обогащенное урановое топливо можно безопасно держать в руках и находиться рядом с ним (проверено на себе). Но вот с химической точки зрения эта штука будет пострашнее. Уран перевозится и перерабатывается не в чистом виде, а в форме соединения с фтором – гексафторида урана (в центрифугах он вообще обогащается в газообразном виде). При контакте его с влагой возможно образование плавиковой кислоты. Поэтому перевозят и хранят его в герметичных металлических контейнерах. Но тут надо понимать, что мы опять имеем дело с некоторой радиофобией и предвзятостью. Поскольку подобных материалов, токсичных и химически опасных, типа хлора, аммиака, соляной кислоты и др., ежедневно производится и перевозится на порядки больше, чем гексафторида урана. И с подобными опасными веществами люди умеют работать. Хотя конечно это не отменяет необходимости тщательного контроля за этими процессами, в том числе и со стороны общественности. Но особое внимание у нас почему-то уделяется именно тому, что связано с радиацией и ядерными страшилками.

Так что давайте как-то без лишней паники, и с большим вниманием к чужому мнению.

PS: Полезные ссылки:
1. Ссылка раз на интервью Александра Никитина.
2. Ссылка два на материал Znak (там серия, но это последний пока) про реакцию немецких зеленых, с опросом разных сторон, в т.ч. Росатома.




551 просмотр  
+5
Пятница, 11 Октябрь 2019
 
01:31
В начале года я писал о проблеме утилизации советский атомных подводных лодок в Приморье. За долгое время их, как и связанных с ними экологических проблем, накопилось довольно много. Поэтому за последние годы проводилась большая международная работа по устранению связанных с атомным флотом угроз и приведению всего накопленного ядерного «мусора» в безопасное состояние.

Помимо проблем атомного флота (списанные подлодки и их топливо, базы обслуживания с накопленными на них отходами и т.д.), за время холодной войны многие проблемы накапливались и в глубоком тылу – на комбинатах по наработке оружейных ядерных материалов на Урале и в Сибири, накапливалось ядерное топливо на атомных станциях, устаревали и требовали вывода из эксплуатации многие объекты и установки, что вновь вызывало необходимость утилизации большого объема радиоактивных отходов. В этой статье я попробую рассказать об одной из важнейших и в прямом смысле крупнейших проблем ядерного наследия СССР – водоемах-хранилищах радиоактивных отходов.




Долгое время в атомных проектах как СССР так и США практика обращения с радиоактивными отходами заключалась в создании временных пунктов хранения РАО в месте их образования возле оборонных предприятий и на объектах ядерного топливного цикла. На территории России за 70 лет накоплено более 500 млн. м3 РАО, места их накопления можно посмотреть тут. Большая их часть – это жидкие отходы, сосредоточенные в открытых водоемах-накопителях вблизи комбинатов, занимавшихся наработкой и выделением оружейного плутония. Таких комбинатов в России три – ПО «Маяк» (г. Озерск, Челябинская область), СХК (г. Северск, Томская область) и ГХК (Железногорск, Красноярский край). В вопросах обеспечения ядерного щита страны вопрос об окончательной изоляции образующихся РАО не были приоритетными. Но к 1990-м многие объекты пришли в крайне опасное состояние и дальнейшее откладывание проблем грозило серьезными последствиями и даже катастрофами.


Распределение объемов накопленных ЖРО в водоемах-хранилищах на ПО «Маяк», СХК и ГХК. (Источник)

Почти 99% объемов ЖРО сосредоточены на ПО «Маяк» в Челябинской области. Из них основным является Теченский каскад водоемов. Описание его и связанных с ним проблем достойно отдельной статьи, а сейчас я остановлюсь на других, меньших по объему, но гораздо более опасных объектах, лидирующих по накопленной активности - в первую очередь это озеро Карачай и Старое болото на ПО «Маяк» и водоемы Б-1, Б-2 и Б-25 на Сибирском химкомбинате в г. Северск.

ПО «Маяк»
Самая крупная промышленная площадка ядерного комплекса СССР – производственное объединение «Маяк» (ПО «Маяк», ранее – завод №817, "сороковка"), в городе Озерск (Ранее Челябинск-40) в Челябинской области. Первенец атомной промышленности (работает с 1949 года), ПО «Маяк» одновременно стал и самым сложным фрагментом ядерного наследия, связанным с начальным этапом создания ядерного оружия полным спешки и недостатка знаний и дефицита ресурсов.

Хомкомбинат имел в своем составе несколько реакторов для наработки оружейного плутония из природного урана, радиохимическое производство по выделению плутония-239 из облученного топлива и химико-металлургическое отделение для получения металлического плутония.

Поскольку в атомной гонке СССР догонял США, то многие решения были скопированы. По аналогии с американским заводом по производству плутония, изначально в проекте ПО «Маяк» предполагалось, что жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) средней и низкой удельной активности будут отправляться в открытую гидрографическую сеть - реку Течу. Правда река на Урале оказалась не такой полноводной, как в США, и с 1948 по 1951 годы Теча оказалась настолько загрязнена, что сбросы в нее было решено прекратить. В последующий период в качестве накопителей сбросов ЖРО использовались естественные и искусственные водоемы - оз. Кызылташ (В-2), оз. Татыш (В-6). водоемы В-9 (Карачай), В-17 (Старое Болото).


Схема расположения водоемов вокруг промплощадки ПО «Маяк». И-9 – оз. Карачай. (Источник)

Похожая, но гораздо менее масштабная картина складывалась и на других комбинатах для наработки оружейного плутония. Таким образом, именно открытые водоемы стали главными накопителями радиоактивных отходов – как по активности, так и по объему. При этом они несли огромную угрозу, т.к. они находятся под открытым небом, подвергаются угрозе затопления, протечек, и выносов активности при ураганах или смерчах. Подобная авария случилась на в 1967 году. Именно приведением подобных водоемов в безопасное или хотя бы стабильное положение занялись в первую очередь, когда было принято решение о комплексной ликвидации ядерного наследия СССР.

Карачай (накопленная активность - 120 млн Ки, объем 0,3 млн м3)

Водоем В-9, созданный в 1951 году на месте бывшего бессточного болота Карачай на промышленной площадке ПО «Маяка», является уникальным по накопленной активности поверхностным хранилищем жидких радиоактивных отходов. Всего за более полувековую эксплуатацию в него сброшено более 500 млн Ки активности, что в 10 раз превышает выбросы с аварийной Чернобыльской АЭС. К 1985 году с учетом распада в озере Карачай было накоплено около 120 млн Ки активности. С началом эксплуатации в результате сбросов уровень воды водоема В-9 и площадь водной поверхности постоянно возрастали. Так, в мае 1962 года площадь акватории составляла 51 га. Мощность дозы на береговой линии водоема составляла 50 мР/ч.

В результате ветрового подъема отложений с оголившихся из-за засухи участков дна водоема весной 1967 года было вынесено значительное количество радионуклидов. Площадь загрязнения составила около двух тысяч квадратных километров. Природно-техногенная авария 1967 года не привела к серьезным радиационным последствиям для населения и окружающей среды, но показала потенциальную опасность повторения подобных ситуаций при аномальных метеорологических условиях.


Сравнение объемов отходов и накопленной активности в водоемах ПО «Маяк». Карачай (B-9) при минимальном объеме сосредоточил в себе основную активность отходов. (Источник)

Ликвидация озера Карачай
После инцидента 1967 года Правительством СССР было принято решение о ликвидации водоема Карачай, а также о поведении мероприятий для предотвращения повторения подобных случаев. В течение 1967-1971 годов были проведены работы по засыпке оголенных ранее затопляемых участков, засыпке мелководий, рекультивации территорий вокруг водоема. До середины 70-х годов продолжались работы по ликвидации последствий аварийной ситуации 1967 года, обустройству берегов и опытные работы по засыпке акватории.


Постепенная ликвидация открытой акватории озера Карачай.

К середине 1980-х годов была окончательно отработана технология засыпки водоема скальным грунтом с применением специальных конструкций – полых бетонных блоков, позволяющих локализовать донные отложения и наиболее активные илы без их выпячивания на поверхность.


Технологии засыпки акватории озера включала уникальные разработанные операции установки полых бетонных блоков и засыпку скальным грунтом.


"Слоеный пирог", которым накрыли Карачай.

В водоеме Карачай локализовано и изолировано более 200 тыс. м3 высокоактивных техногенных илов и суглинков, общая накопленная активность которых в середине 1980-х годов достигала 120 млн Ки, что минимум в двое больше выброса при аварии на Чернобыльской АЭС.


Вид на ПО «Маяк», ориентировочно 1990 год. Слева внизу – оз. Карачай с частично засыпанной акваторией. Слева вверху – оз. Кызылташ.

В период 1988-1990 проходил первый этап закрытия Карачая – проведена отсыпка северо-западной части озера и сооружены разделительные дамбы, снижающие вероятность образования волн и ветрового уноса аэрозолей. В 1990-2000 проведена засыпка 80% акватории, значительно снизившая дозовые нагрузки вблизи озера. С принятием федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 -2010 годы и на период до 2015 года» (ФЦП ЯРБ-1) в 2008-2015 годах был осуществлен финальный этап засыпки озера. А 26 ноября 2015 года водоем Карачай окончательно был засыпан. Помимо закрытия акватории и гидроизоляции озера для отведения поверхностных вод вокруг него прорыты водоотводные каналы, исключающие его подтопление. В перспективе ближайших 10-20 лет водоем будет переведен в пункт консервации особых РАО, а затем в пункт захоронения особых радиоактивных отходов. Следующий этап – создание системы мониторинга за подземными водами с использованием около 450 наблюдательных скважин вокруг бывшего озера. Моделирование по перемещению самого подвижного радионуклида – Sr-90, показывает, что за время полного распада активности (ближайшие 200-300 лет) не должно привести к загрязнению подземных вод.

Таким образом, риск основных угроз, связанных с самым опасным объектом ядерного наследия СССР, теперь существенно снижен.

Старое болото (накопленная активность - 1,2 млн Ки, объем – 0,4 млн м3)

Вторым по накопленной активности после Карачая открытым хранилищем жидких среднеактивных отходов на промплощадке ПО Маяк является водоем В-17 под названием Старое болото. Водоем является искусственным водохранилищем, образованным путем перекрытия естественного лога земляными плотинами в 1952 и 1954 гг. Его берега укреплены щебнем и суглинком, высота обваловки составляет 1,5–2 м. Водоем используется для приема и хранения жидких отходов радиохимического производства. За весь период эксплуатации В-17 в него было сброшено около 10 млн м3 жидких радиоактивных отходов с суммарной активностью около 15 млн Ки. С начала 1970-х гг. активность сбросов была сокращена на несколько порядков. Последние 30 лет водоем эксплуатируется преимущественно в режиме самоочищения. Общая активность радионуклидов, хранящихся в нем, составляет около 1,2 млн Ки. Основная часть активности сосредоточена в донных отложениях и грунтах дна и обусловлена главным образом Sr-90. Планы реабилитации загрязненной территории района В-17 предусматривают рекультивацию верхнего слоя почвы прибрежных участков и решение проблемы загрязненных подземных вод. Их решение предусмотрено проектом по выводу водоема В-17 из эксплуатации.


Схема водоема Старое болото

К настоящему времени на нем ведутся подготовительные работы для такой же засыпки, как проведена на озере Карачай. Закончить работы планируется к 2025 году в рамках ФЦП ЯРБ-2.

Водоемы Сибирского химического комбината

После запуска ПО «Маяк» было принято решение о строительстве дополнительных комбинатов по наработке ядерных оружейных материалов в Сибири. Сейчас они носят названия АО «СХК» в Северске и «ГХК» в Железногорске. Они отличались ПО Маяк по функционалу, имели свои интересные особенности, но, как и «Маяк», имели в своем составе промышленные реакторы и радиохимические заводы для получения плутония. Поэтому их деятельность так же сопровождалась образованием больших объемов отходов. Но опыт «Маяка» был учтен и применение открытых водоемов-хранилищ было не столь масштабным. На обоих заводах позже была использована практика подземного захоронения наиболее радиоактивных жидких отходов (это тоже отдельная история, спорная на мой взгляд).

Всего в подземное хранилище жидких отходов на «СХК» закачали около 46,8 млн м3 (150 «Карачаев»), а их суммарная активность – 1515 млн Ки (больше 10 «Карачаев»). За счет распада к текущему моменту эта активность упала в 3–4 раза. (источник – стр 131)

Открытые бассейны-хранилища ГХК насчитывали объемы в сотни тысяч м3, однако общая активность в них не превышала нескольких тысяч Ки, что в тысячи раз ниже активности в открытых бассейнах «Маяка» и СХК. При этом в подземные хранилища ГХК («полигон Северный») закачано по состоянию на 2007 г. более 6,4 млн м3 ЖРО суммарной активностью 982 млн Ки, которая к настоящему времени снизилась в 3–4 раза.

В начальный период работы на СХК была принята схема обращения с ЖРО также с использованием открытых хранилищ отходов, как и на «Маяке». Они представляют собой ряд специальных гидротехнических сооружений: бассейны Б-1, Б-2; бассейн Б-25. Открытые хранилища ЖРО СХК имеют гидроизоляцию для предотвращения миграции радионуклидов и вредных химических веществ за пределы данного гидротехнического сооружения. Суммарная активность ЖРО (по данным на 1997 г.), хранящихся в открытых хранилищах, составляет примерно 54 млн Ки (половина активности Карачая). Большая часть радионуклидов содержится в иловых отложениях, накопившихся в открытых хранилищах за время их эксплуатации.


Сибирский химический комбинат

Тем не менее, на СХК было созданы и функционировали до конца 1980-х открытые хранилища Б-1, Б-2 для отходов радиохимического цеха и искусственный водоем Б-25 для отходов, уступавшие по накопленной в них активности лишь озеру Карачай.

Объем бассейна Б-1 составляет 65000 м3, накопленная активность – около 30 млн Ки (1/4 Карачая), объем бассейна Б-2 – 135 000 м3, активность – около 20 млн Ки. Конструкции бассейнов в полной мере учитывали тяжелый опыт ПО «Маяк»: были проведены необходимые изыскательские работы и предусмотрены изолирующие слои, что позволило эксплуатировать их в штатном режиме, без инцидентов и аварий, до 1982 г. Уже в начале 1980-х гг. начало формироваться понимание того, что открытые хранилища жидких РАО остаются потенциально опасными для окружающей среды как источники радиоактивного загрязнения вследствие ветрового (смерчевого) или биологического уноса (птицы и т.д.) либо целого ряда других явлений (землетрясение, наводнение, ураган, подвижки земной коры). Это создает реальную угрозу радиоактивного загрязнения окружающей среды, облучения населения и загрязнения промышленной площадки СХК, что требует перевода их в более безопасное состояние. В целях исключения потенциальной опасности выноса радионуклидов из открытых хранилищ в окружающую среду в 1982 г. принято решение о консервации открытых хранилищ РАО. В том же году прием ЖРО в бассейны был прекращен.


Засыпанный Бассейн Б-2 в настоящее время (источник)

В 2012 году в рамках ФЦП ЯРБ-1 на СХК была полностью завершена консервация бассейна Б-2. В настоящее время бассейн Б-2 представляет из себя зеленое поле с радиационным фоном средним для Томска.

Работы по консервации бассейна Б-1 еще идут, ведется отсыпка глиняного изолирующего слоя, которая завершится в 2019 году. Завершение всех проектных работ по консервации бассейна Б-1 намечено на 2020 год. При консервации хранилищ СХК в полной мере используется опыт и технологии, опробованные на консервации Карачая, но отрабатываются и новые решения. Например, при консервации водоемов создается дополнительный защитный барьер. По периметру и под дном бассейнов бурятся особые скважины, в которые под давлением нагнетается гель на основе жидкого стекла. После его застывания создается уже полностью непроницаемый слой под всем хранилищем, который "отрезает" его от окружающей среды. Кроме того, в ходе выполнения работ по консервации бассейнов АО «СХК» была разработана и применена уникальная технология фиксации пульпы в открытом бассейне-хранилище радиоактивных отходов с целью исключения выхода пульпы на поверхность насыпанного грунта. Примененный АО «СХК» способ включает в себя рассечение бассейна разделительными дамбами, достигающими дна бассейна; засыпку грунтом покрытых льдом полос и откачку вытесненного при засыпке декантата.


Для работ по консервации бассейнов-хранилищ ЖРО на СХК использовалась техника, защищенная с учетом опыта, полученного на озере Карачай. (источник)

На очереди для консервации самый опасный на территории СХК бассейн – Б-25. Закачка ЖРО в этот бассейн прекращена только в 2015 году. В 2016-м начались подготовительные работы по его захоронению, осенью 2018-го – откачка декантата. Работы по полной изоляции Б-25 от окружающей среды завершатся в 2020 году. При этом наблюдение за состоянием объектов будет вестись еще как минимум 100 лет.

Выводы
Открытые водоемы-хранилища РАО являются самыми вместительными объектами ядерного наследия. Их появление вызвано важностью основной задачи – создания в СССР ядерного оружия и отсутствием в начале 1950-х годов технологий обращения с жидкими радиоактивными отходами. Некогда отложенное решение по консервации подобных водоемов привело к массе экологических проблем в регионах их расположения. Однако на текущий момент ситуация с водоемами практически стабилизировалась, а наиболее опасные из них уже не существуют в открытом виде, что исключает возможные катастрофы. Остается надеяться, что принятые решения оправдают себя и не станут проблемой для будущих поколений.

Источники:
1. Вывод из эксплуатации и восстановление окружающей среды в Российской Федерации: основные итоги и планы на будущее. Абрамов. Ноябрь 2016
2. Концепция вывода из эксплуатации поверхностных водоемов-хранилищ ЖРО ФГУП «ПО «МАЯК». 2013.
3. Проблемы ядерного наследия и пути их решения. Том 1.
4. Основа будущего развития. Страна Росатом.
5. Консервация водоема Карачай, Мокров, 2015.
6. Как зарыть радионуклиды: на СХК раскрыли технологии захоронения РАО
7. Консервация бассейнов Б-1 и Б-25 АО «СХК»




319 просмотров  
+5
 
За последние сутки на сайте:
Новостей: