Проблема утилизации отработанного ядерного топлива (ОЯТ) является актуальной для всего мира. В России ежегодно из реакторов атомных электростанций извлекается приблизительно 650 тонн радиоактивных отходов, причем значительная их доля направляется на захоронение, в то время как переработке подлежат лишь 15%. Российские ученые из Санкт-Петербурга разработали инновационную технологию переработки ОЯТ и дезактивации энергетических ядерных установок, включая облученный реакторный графит, который стал серьезным препятствием для прогресса ядерной энергетики во всем мире. О деталях этой разработки расскажем в интервью с руководителем исследования, кандидатом физико-математических наук Анной Станиславовной Петровской.
Справка: Анна Станиславовна Петровская ― кандидат физико-математических наук, генеральный директор частной научно-исследовательской компании резидента «Сколково» ООО «ИнноПлазмаТех», руководитель междисциплинарного проекта РНФ «Разработка технологии ионно-плазменной дезактивации ЯЭУ». В ООО «ИнноПлазмаТех» ведется разработка ионно-плазменной «сухой» технологии дезактивации конструктивных элементов ядерных энергетических установок. Она позволяет начать дезактивацию облученного реакторного графита при выводе из эксплуатации реакторов РБМК, что позволит на 90% снизить общие бюджетные затраты, оцениваемые в 500 млрд руб., и значительно уменьшить радиоактивность графита перед его захоронением. Данная технология была запатентована совместно с АО «Концерн Росэнергоатом» и АО «Наука и инновации» (ГК «Росатом»).
― Какая основная трудность связана с переработкой отработанного ядерного топлива?
― Замыкание ядерного топливного цикла остается одной из ключевых задач для ядерной энергетики во всем мире. Существует ряд факторов, затрудняющих решение этой задачи. В частности, накоплен значительный объем отработанного ядерного топлива: сотни тысяч тонн ОЯТ по всему миру и около 25 тыс. т в России. В настоящее время применяемые технологии переработки ОЯТ не обеспечивают достаточной эффективности. Например, наиболее распространенный радиохимический метод приводит к образованию большого количества вторичных жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Любая радиохимическая технология предполагает сложный, многостадийный процесс, поскольку ОЯТ содержит около 40 различных химических элементов, которые требуется разделить. Это представляет собой весьма сложную задачу.
Все это приводит к росту расходов на технологический процесс, как в части временных затрат (включая время, требуемое для промышленного внедрения), так и в части объемов. Однако ключевым фактором является образование значительного количества жидких радиоактивных отходов. Перед нами встает сложная задача: определить способы их хранения и последующей переработки?
― Захоронение не решает эту проблему?
― Захоронение радиоактивных отходов, независимо от выбранного метода – глубинного или поверхностного – всегда представляет собой проблему, перенесенную на будущее. Для решения сложной задачи переработки отработанного ядерного топлива и замыкания ядерного топливного цикла требуется разработка новых, более эффективных методов. В мире активно исследуются различные пути решения этой задачи. Наша команда предложила уникальную ионно-плазменную технологию переработки ОЯТ, сочетающую ионно-термические процессы и исключающую образование жидких радиоактивных отходов: таблетка ОЯТ или ее фрагменты атомизируются в атмосфере инертного газа посредством укороченного плазменного разряда, после чего атомы разделяются на основе разницы в температуре конденсации.
― Вы имеете в виду, что происходит разделение отработанного топлива на его основные компоненты?
― Да. Этот процесс расщепления происходит в электрическом разряде благодаря ионному и термическому распылению. Затем, в специальной диффузионной разделительной колонне, происходит разделение топлива по составу, основанное на различиях в температурах насыщенных паров. Эффективность извлечения химических элементов, включая уран и плутоний, при этом достигает не менее 99%.
― Какие процессы происходят после разделения химических элементов? Возможно ли их повторное использование?
― Разделение ядерного топлива позволяет использовать уран и плутоний для создания нового топлива и повторно применять их. Радиоактивные компоненты, извлеченные из отработанного ядерного топлива, могут быть направлены на повторную обработку в реакторах на быстрых нейтронах, где они преобразуются в стабильные или малорадиоактивные изотопы, что уменьшает общее количество радиоактивных отходов, образующихся при использовании ядерной энергетики.
Бета-вольтаические источники обычно создаются с использованием полупроводников, которые, однако, подвержены деградации под действием радиации. В качестве альтернативы мы предлагаем новую бета-вольтаическую батарею, работающую по принципу термоэмиссионного преобразователя. В нашей технологии не используются полупроводники; вместо них требуется катод со слоем, содержащим бета-излучатель, например, стронций-90. Таким образом, разделяя отработанное ядерное топливо, мы можем осадить стронций-90 в твердой форме на металлической подложке, чтобы использовать его в качестве ключевого компонента бета-вольтаической батареи.
― Почему при упоминании подобных батарей слово «вечные» обычно берется в кавычки? Каков их реальный срок службы?
― Срок службы изделий, которые часто называют «вечными», определяется периодом их полураспада. Как правило, под «вечностью» подразумевается, что ресурс таких устройств во много раз превышает характеристики существующих аналогов. Период полураспада стронция-90 составляет приблизительно 30 лет, следовательно, бета-вольтаическая батарея, созданная на его основе, прослужит около 30 лет. Однако, если рассматривать технологию, не использующую полупроводники, а основанную на аналоге термоэмиссионного преобразователя с вакуумным зазором, которую мы предлагаем, то батареи, например на углероде-14, могут функционировать тысячи лет (от 5 тысяч лет и более), что и обуславливает их название «вечные».
― Где можно использовать такие батареи?
― В качестве примера можно привести кардиостимуляторы. Для исключения повторных хирургических вмешательств в них устанавливаются долговечные источники питания, что позволяет решить проблему. Наряду с этим, начинается эра имплантируемых электронных устройств: нейроинтерфейсы для взаимодействия человека с робототехникой, электронные преобразователи нервных импульсов для людей с параличом и другие подобные разработки. Также, такие аккумуляторы могут применяться в космической отрасли, особенно в тех сферах, где замена источников энергии затруднена. Я полагаю, что эта технология может оказаться полезной и в наших электронных устройствах.
― Давайте вернемся к вопросу об отработанном ядерном топливе. Какой объем захоранивается в нашей стране, а какой — подвергается переработке?
― В настоящее время в нашей стране перерабатывается лишь приблизительно 15% отработанного ядерного топлива (ОЯТ), получаемого с ядерных энергетических реакторов. Для увеличения эффективности переработки необходимо применять новые методы, в том числе нашу ионно-термическую технологию, которая позволяет сделать процесс экономически целесообразным в одном оборудовании и исключить образование вторичных жидких радиоактивных отходов.
― В других странах, как и в России, лишь незначительная доля отходов производства и потребления подвергается переработке?
― Насколько мне известно, да. Например, в Америке не перерабатывают отработанное ядерное топливо, а хранят его, так как существующие технологии пока кажутся им наиболее экономически выгодными. Тем не менее, задача замыкания ядерного цикла актуальна для всего мира.
Для решения этой задачи разрабатываются реакторы на быстрых нейтронах, в которых Россия обладает передовым опытом.
― Уже удалось замкнуть цикл?
― В нашей стране ведутся работы в этом направлении. Были построены прототипы энергетических реакторов на быстрых нейтронах и проведены испытания новых видов МОКС- и СНУП-топлива. Однако для завершения топливного цикла, даже при использовании реакторов на быстрых нейтронах, требуется эффективная технология переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Дело в том, что даже в отработанном топливе таких реакторов содержится значительная доля (более 20%) делящихся элементов – урана и плутония, необходимых для дальнейшего использования. Без переработки ОЯТ, если уран и плутоний не будут извлечены и повторно использованы (например, в энергетических реакторах на тепловых нейтронах, для которых достаточно 5% топлива), замыкание топливного цикла будет невозможным, поскольку после эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах теряется слишком много (20%) ценного урана и плутония. Таким образом, поиск эффективной технологии переработки ОЯТ является необходимостью. На Западе в настоящее время не ведется разработка реакторов на быстрых нейтронах: там они были испытаны, и было установлено, что они работают, после чего эти проекты были закрыты, поскольку для них требуется топливо, обогащенное до 30% делящихся элементов (уран-235 и плутоний), что является дорогостоящим по сравнению с топливом для тепловых реакторов, содержащим всего до 5% делящихся элементов. В результате стоимость электроэнергии, производимой с использованием быстрых реакторов, оказалась бы чрезвычайно высокой. И все это из-за отсутствия экономически выгодной переработки ОЯТ, поскольку без нее после первой же перезагрузки топлива в быстром реакторе ценное 20-процентное топливо будет утилизировано.
― Как часто необходимо замкнуть ядерный топливный цикл, чтобы считать его замкнутым? Достаточно ли одного цикла или требуется больше?
― В идеале — необходимо проводить переработку многократно, практически неограниченное число раз. Чем больше отработанного ядерного топлива (ОЯТ) будет переработано и чем больше нового топлива произведено, тем лучше. Наиболее эффективным ядерным топливным циклом будет считаться фабрикация топлива, его использование в реакторе с высокой скоростью и коэффициентом размножения, близким к единице, с последующей переработкой и созданием нового топлива. Даже при коэффициенте размножения, немного меньше единицы, в топливный цикл будет включено большое количество неделящегося изотопа урана-238, что позволит существенно сэкономить природный уран.
― Существуют ли в мире технологии, схожие с вашей по переработке отработанного ядерного топлива?
― Нет, эта технология уникальна. Да, существует плазменная центрифуга, способная разделить элементы с разностью в удвоенной массе, однако это, по сути, разделение ядерных элементов на две фракции: тяжелую и легкую. В отличие от этого, мы способны разделить каждый элемент отдельно. При этом предлагаемая нами технология отличается экономичностью: операционные затраты оцениваются в 20 долларов за 1 кг топлива.
― Кроме технологии переработки отработанного ядерного топлива, ваша компания также решает вопросы дезактивации ядерных энергетических установок?
― Изначально укороченный разряд в инертном газе (ионно-плазменная технология) был применен нами для создания способов дезактивации облученного реакторного графита и металлоконструкций ядерных реакторов. Эта задача является одной из ключевых для ядерной энергетики, а в отношении облученного графита представляет собой глобальную мировую проблему. В 2024 году я была приглашена в Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) для представления доклада о нашей технологии дезактивации реакторного графита. Патент на нее был получен совместно с концерном «Росэнергоатом» и ГК «Росатом».
― Существуют ли в России значительные объемы облученного графита, подлежащего утилизации?
― Да, их достаточно много. В нашей стране эта проблема связана главным образом с прекращением работы ректоров РБМК ( серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в СССР. ― Примеч. ред.): в их состав входит 11 энергоблоков, каждый из которых содержит примерно 2 тыс. тонн облученного графита. Реактор Чернобыльской АЭС, на котором произошла авария в 1986 году, также относится к реакторам большой мощности канального типа (РБМК). Четыре реактора аналогичного типа расположены в Ленинградской области, в городе Сосновый Бор. Два энергоблока уже выведены из эксплуатации, и в настоящее время начат процесс их окончательного демонтажа, который, согласно утвержденным планам, займет не менее 25 лет.
― Какие обязательства Россия, как член МАГАТЭ, несет перед международным сообществом?
― Россия в тесном взаимодействии с МАГАТЭ осуществляет широкий спектр мероприятий, направленных на обеспечение безопасности ядерных энергетических объектов, предотвращение использования ядерной энергии в военных целях, регулирование рынка изотопов и содействие строительству новых атомных электростанций.
Совместное с ГК «Росатом» владение патентом на данную технологию, а также наличие патентов на подобные разработки в целом, имеет большое значение, поскольку это защищает технологическое лидерство России и позволяет включать эти уникальные технологии в портфель при строительстве энергоблоков. Заказчики российских АЭС за рубежом, безусловно, обращают пристальное внимание на проблему радиоактивных отходов и высоко оценят наши конкурентные преимущества, связанные с появлением новых, эффективных российских технологий для ее решения. Кроме того, применение нашей технологии дезактивации может быть полезно для устранения последствий аварии на АЭС «Фукусима-1», где образовалось значительное количество радиоактивных металлоконструкций и загрязненных поверхностей, требующих дезактивации. Существующие методы в данном случае малоэффективны, поскольку расплавленный уран прожег дно первого и второго контуров японских реакторов, что исключает возможность применения жидкостных технологий. Для нашей технологии это не является препятствием, и Россия могла бы оказать помощь, которая, вероятно, была бы высоко оценена японским народом.
Интервью стало возможным благодаря поддержке Министерства науки и высшего образования РФ