При выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов важным моментом является выбор оптимальных способов и методов обращения с отработанным реакторным графитом.
В качестве замедлителя нейтронов в первых ядерных реакторах применялся графит. Почему был выбран именно графит? Возможны три варианта замедлителя для нейтронов: тяжелая вода, бериллий, графит. Тяжелая вода – очень энергоемкая дорогостоящая технология. Бериллий также имеет редкую распространенность и высокую стоимость..

Табл.1. Замедлители нейтронов

На заре развития ядерных технологий, в Германии была выбрана тяжелая вода. Из-за отсутствия достаточного количества тяжелой воды, ядерная оружейная программа не получила там своего развития.

В табл.2 приведены свойства реакторного графита.

Табл.2. Свойства реакторного графита

Главное требование  - высокая степень очистки графита от нежелательных примесей B, Cd, V, Hg и др., т.н. нейтронных ядов, которые имеют высокую степень поглощения На рис.1 представлено фото первого графитового реактора СР-1, который Ферми построил под трибунами стадиона в Чикаго.

Рис.1. Первый графитовый реактор СР-1

Топливо – 33 т UO2 , 3,7 т U3O8 , 5,6 т металлических слитков U, Замедлитель – 350 т графита

В настоящее время  в мире имеется 124  уран-графитовых реакторов (УГР) (табл.3), накоплено ~260 тыс. т облученного графита.

Табл.3. Число уран-графитовых реакторов в мире

На рис.2 представлена диаграмма распределения облученного графита в мире.

Рис.2. Диаграмма распределения облученного графита в мире

Распределения облученного графита в России представлено на рис.3.

Рис.3. Распределения облученного графита в России

Уникальная кристаллическая структура и пористость графита определяют его физические свойства и поведение после нейтронного облучения. Из кристаллической решетки выбиваются или сдвигаются атомы; сложные молекулы распадаются на более простые с выделением газов; ухудшаются важные технические характеристики: механическая прочность, теплопроводность, электропроводность; появляются поверхностные эрозии, отслоения, внутренние пустоты, происходит деформация (растрескивание, распухание);  активируются процессы окисления (радиолитическая коррозия).

Вследствие незаменимости графитовой кладки в течение всего срока эксплуатации УГР облученный графит обладает наибольшим из всех РАО набранным флюенсом нейтронов; который характеризуется неравномерностью загрязнения кладки и отдельных графитовых деталей, как по величине, так и изотопному составу.

Кладка загрязнена долгоживущими биологически значимыми радионуклидами ⁹⁰Sr и ¹³⁷Сs, которые могут замещать в живых организмах стабильные изотопы ⁴⁰Ca, ³⁹К, создавая внутреннее облучение.

Дополнительный вклад в активность кладки могут создавать осколки деления и актиниды, образующиеся в результате аварий и попадания в нее фрагментов ядерного топлива.

Кроме того, графит пожароопасен, а графитовая пыль и взрывоопасна. Графит имеет высокую удельную теплоту сгорания (~8 ккал/г) и температуру воспламенения ~700°С. При облучении графита нейтронами образуется т.н. «энергия Вигнера». При облучении нейтронами атомы смещаются из нормальных положений решетки в конфигурации с более высокой потенциальной энергией. Количество накопленной энергии зависит от потока нейтронов, времени облучения и температуры. Чем выше температура облучения, тем меньше количество "накопленной" энергии. Максимальное количество накопленной энергии в образце графита составляет ~2700 Дж/г, что при одновременном высвобождении может привести к повышению температуры на ~1500^oC.

Наиболее опасно спонтанное повышение температуры вплоть до температуры возгорания после нагревания внешним источником тепла графита, который облучался длительное время при температуре ниже ~80°С.

Выделение запасенной энергии после внешнего нагрева до 150-200°С может привести к спонтанному росту температуры графита до температуры воспламенения и его возгоранию и последующему горению графитовых блоков. УГР эксплуатировались при температурах, существенно выше критической, что исключает спонтанное выделение энергии Вигнера и рост температуры до температуры воспламенения графита.

Радиологические аспекты облученного графита

Содержание долгоживущих радионуклидов с высокой миграционной способностью в природных системах:

¹⁴С, Т½ = 5 730 лет – 95 % активности, удельная активность 10⁸ -10⁹ Бк/кг:

¹⁴N + n → ¹⁴C + p

¹³C + n → ¹⁴C + γ

¹⁷O + n → ¹⁴C + α

Концентрация материнских изотопов:

¹⁴N – 99,63 %;

¹³C – 1,07 %;

¹⁷O – 0,04 %

³⁶С, Т½ = 301 000 лет:

³⁵Сl + n → ³⁶Cl + γ

³Н, Т½ = 12,3 года:

 ⁶Li + n → ³H + α

В результате атмосферных ядерных испытаний суммарной мощностью ~200 Мт в атмосферу поступило ¹⁴С: 1,72*10¹⁷ Бк

В результате эксплуатации УГР накоплено ¹⁴С: ~2,6*10¹⁷ Бк

В результате инцидентов с топливом в кладку происходило попадание делящихся материалов и продуктов деления:

 - продукты деления - ¹³⁴Сs, ¹³⁷Cs, ¹⁰⁶Ru, ¹⁵⁴Eu, ⁹⁰Sr, ⁹³Zr, ⁹⁹Tc, ¹⁰⁷Pd, ¹¹³Cd, ¹²¹Sn, ¹²⁹I, ¹³³Ba, ¹⁴⁷Pm, ¹⁵¹Sm;

 - актиниды - ²³⁸Pu, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴³Am, ²⁴¹Am, , ²⁴²Cm, ²⁴³Cm, ²⁴⁴Cm.

В промышленных УГР загрязнены ~ 30% объема кладок, В ПУГР, накоплено несколько десятков кг урана. Доля в поверхностном слое графита на 2-3 порядка выше, чем в объеме блока.

На рис.4 показано характерное распределение примесного азота в приповерхностном слое графита

Рис.4. Характерное распределение примесного азота в приповерхностном слое графита

На рис.5. показано характерное распределение активности 14С в приповерхностном слое графитовых блоков реактора РБМК ЛАЭС.

ПОВЕРХНОСТНОЕ ЗАГРЯЗНЕНИЕ ГРАФИТА

Рис.5. характерное распределение активности ¹⁴С в приповерхностном слое графитовых блоков реактора №2 РБМК ЛАЭС.

Графитовые РАО

После длительного облучения в реакторе графит не приобретает каких-либо свойств, которые могли бы быть полезными для дальнейшего применения. Обладая высокой удельной активностью (~1 ГБк/кг), облученный графита относится к категории твёрдых РАО среднего или высокого уровня активности. На диаграмме рис. 6 показано распределение облученного графита по классам.

Рис. 6. Распределение облученного графита по классам.

Обращение с облученным графитом

Рассматривались три варианта окончательной утилизации отработавшего графита:

- прямое захоронение после соответствующей упаковки;

- утилизация после сжигания с последующим кондиционированием золы;

- утилизация после химической обработки (жидкая и/или газообразная экстракция) и кондиционирование (пропитка, капсулирование и т.д.), надлежащая упаковка.

Прямое захоронение графита

Концепция захоронения во Франции предполагает окончательную изоляцию графитовых РАО в глинах на глубине от 100 до 200 м при мощности глинистого пласта не менее 50 м. В Германии изучается перспектива захоронения графитсодержащих отходов в пункте глубинного захоронения KONRAD. Предельная суммарная активность по ¹⁴С в отходах, которые могут быть безопасно захоронены, оценивается в 4·10¹⁴ Бк с учетом общего полезного объема могильника 303 000 м³. Средняя удельная активность размещаемых отходов составит 1,32·10⁹ Бк/м³.

В Великобритании пункт захоронения предлагается разместить на глубине не менее 30 м от поверхности. Концепция включает шахту, облицованную бетоном. Цементированные отходы в контейнерах планируется разместить в шахте, оставшиеся зазоры залить цементным раствором до получения единого монолита. Надшахтная камера подлежит закладке, на поверхности будет сформирован курган.

Для вариантов приповерхностного и глубинного захоронения были разработаны специальные контейнеры.

Для кондиционирования графита графитовые блоки перемещаются в измерительную камеру для проведения радиационных измерений с целью определения удельной активности, дозообразующих радионуклидов, наличия ядерных материалов и мощности дозы гамма-излучения. Затем происходит сортировка графитовых блоков по активности и наличию ядерных материалов (для оптимизации размещения графита в контейнере).

Графитовые блоки плотно упаковываются в контейнере; размещаются графитовые кольца, втулки, технологические каналы, ранее извлеченные из активной зоны. Затем в свободные полости контейнера производится засыпка графитовой пыли и омоноличивание его содержимого с последующей герметизацией крышки контейнера. Следующие операции -

дезактивация контейнера (при наличии снимаемых загрязнений) и контроль параметров и паспортизация контейнера.

Сжигание графита

Для горения графита необходим предварительный разогрев всей его массы до температуры не ниже 300°С. Интенсификация горения наступает при 1200-1300°С. Перспектива сжигания графитовых отходов для окончательной утилизации вызывает ряд проблем:

 - трудность сжигания реакторного графита в связи с его качеством;

 - выделение радиоактивных газов, в частности, ¹⁴C, ³⁶Cl и остаточного ³H;

 - переработка и иммобилизация золы, содержащей радионуклиды;

- необходимость измельчения графита на достаточно мелкие фрагменты перед сжиганием и при этом исключение выхода пыли в окружающую среду.

Обращение с вторичными РАО

¹⁴СО₂ может быть уловлен методом щелочной промывки в оросительной колонне с применением водной суспензии Са(ОН)₂. При этом образуется нерастворимый устойчивый радиоактивный карбонат кальция СаС0₃:

 Са(ОН)₂ + СО₂ → СаС0₃ + Н₂0

При улавливании 3,67 т суммарного ¹⁴СО₂, образующегося при сжигании 1 т графита, расходуется 6,17 т безводного Са(ОН)₂, и в качестве конечного продукта образуется 8,34 т безводного радиоактивного СаС0₃, который является твердым РАО. При плотности графита 1,6 г/см³ объем 1 т его составит ~0,625 м³ , а при плотности СаС0₃ 2,3 г/см³ его объем составит 3,63 м³, что в ~6 раз превышает исходный объем облученного графита. При загрязнении ³⁶Cl система должна быть оборудована мокрым скруббером для нейтрализации образующейся HCl и для снижения выделения хлора в отходящих газах. Для удержания других газообразных загрязнителей (NO_x) необходимо создание дополнительной системы фильтрации и решение проблемы удержания трития.

Плазменная дезактивация графита

Микроплазменный разряд зажигается между поверхностями:

• обрабатываемая поверхность графита (катод - K)

• электрод - коллектор (анод - A) (рис. 7). Давление (10⁴ – 10⁵) Па, напряжение (500-1000) V, ток (0.1-1)A/cm². Расстояние между К - А (0.1-1) mm, толщина обрабатываемого графита (250-600) mm, толщина электрода коллектора  1 mm, толщина керамической изоляции 10 mm

Рис. 7. Плазменная дезактивация графита

1 – направление потока газа,

2 – электроны,

 3 – атомы Ar,

4 – ионы Ar+,

5 – распыленные атомы С

Программа по обращению с графитом

Целью программы является создание отраслевой системы обращения с облученным реакторным графитом, обеспечивающей его окончательное радиационно-безопасное захоронение. Для её реализации необходимо решить следующие задачи:

- произвести обследование кладок УГР и пунктов хранения ТРО, содержащих облученный графит.

- обосновать и выбрать варианты обращения с облученным графитом.

- обеспечить создание защитных барьеров безопасности.

- разработать технологическое обеспечение процессов обращения с удаляемыми РАО, содержащими облученный графит.

- произвести паспортизацию ТУК с РАО, содержащих облученный графит.

- произвести обоснование безопасности и управления долговременными рисками при обращении с облученным графитом.

Сроки реализации программы: 2015 – 2021 гг.

На рис.8 показана диаграмма возможных сценариев обращения с облученным графитом.

Рис.8. Диаграмма возможных сценариев обращения с облученным графитом

На рис.9 представлена обобщенная схема обращения с облученным графитом

Рис.9. Обобщенная схема обращения с облученным графитом

Вывод из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора ЭИ-2

ЭИ-2 был первым в истории ядерным реактором, позволявшим наряду с наработкой оружейного плутония производить электроэнергию с помощью паровых турбин. Физический пуск реактора ЭИ-2 года был произведен 8 февраля 1958 г. ЭИ-2 работал на площадке Сибирского химического комбината (входит в топливную компанию "Росатома" ТВЭЛ) и был остановлен в 1990 г. ЭИ-2 стал также первым в мире ПУГР, выведенным из эксплуатации. При этом использовались технологии по варианту «захоронение на месте». Облученный графит остался на месте.

Этапы реализации концепции ВЭ ПУГР ЭИ-2

Расчетный период безопасности для окружающей среды 10 000 лет. Реактору обеспечили многобарьерную систему безопасности путем закачивания в полости специального материала на основе природных глин. Чтобы не допустить проникновения атмосферных осадков был создан дополнительный экран - своеобразный «слоеный пирог» из синтетической гидроизоляции, гравия, песка, глиноупорного слоя и чернозема.

Опытный проект создания пункта долговременной консервации особых радиоактивных отходов был завершен АО “ОДЦ УГР” в сентябре 2015 г.

В процессе ВЭ ПУГР ЭИ-2 был произведен полный демонтаж обеспечивающих систем и оборудования; осуществлено бетонирование низа реактора гидроизоляционным бетоном и обеспечение подкрепление основных несущих конструкций. Боковые металлоконструкции были  заполнены бетоном; загерметизированы все проемы в бетонной шахте реактора. Полости реакторного пространства заполнены смесями на основе бентонитовых глин. Верх реактора загерметизирован с помощью железобетонного перекрытия, обеспечивающего защиту от пожара, воздействия взрывной волны и др.

На рис. 10 представлены фото здания ПУГР ЭИ-2 до начала работ и пункта консервации особых РАО в 2015 г.

рис. 10 фото здания ПУГР ЭИ-2 до начала работ и пункта консервации особых РАО в 2015 г.

Обобщенная схема обращения с облученным графитом энергетических реакторов РБМК, АМБ, АМ показана на рис.11.

Рис.11. схема обращения с облученным графитом энергетических реакторов РБМК, АМБ, АМ

ВЭ блоков №1-4 РБМК Ленинградской АЭС

Принят вариант ВЭ – немедленная ликвидация. Концепция определяет основные положения по ВЭ блоков ЛАЭС с РБМК-1000 (№1, 2, 3, 4), включая промплощадку со всеми зданиями и сооружениями, размещенными на ней. 

В 2020 г. в Сосновом Бору на базе ЛАЭС создан ОДИЦ по выводу из эксплуатации канальных реакторов.

P.S.

В 1995 г. РФ подписала Лондонскую конвенцию, запрещающую сброс всех РАО в океан. Единственные, кто осуществляет сброс со своих перерабатывающих заводов, - Франция и Великобритания. Несмотря на то, что они должны были прекратить это в 2018 г.

Завод ТОРП (Thermal Oxide Reprocessing Plant - THORP) в Великобритании занимается переработкой облученного оксидного топлива водо-водяных и газо-охлаждаемых реакторов, поступающего с АЭС Великобритании, Японии, Германии, Нидерландов и Швейцарии. Проектная мощность завода - до 1200 тонн/год. На складах накоплено значительное количество ОЯТ, которое еще только предстоит переработать. В настоящее время объемы переработки сокращены, поскольку ранее перерабатывалось большое количество японского топлива.

Во Франции завод на м. Ля Аг перерабатываются ОЯТ с атомных станций Японии, Германии, Швейцарии, Нидерландов, Бельгии и Италии. И РАО продолжают сбрасывать в океан и после 2018 г.