Діяльність

30.01.2008

Світовий досвід поводження з відпрацьованим ядерним паливом

Новое решение проблемы хранения отработавшего ядерного топлива

Атомная стратегия, 08.2006

В.Н.Самаров, д.т.н.,

 генеральный директор

фирмы «Лаборатория новых технологий»

Е.И.Хомяков,

 к.т.н., ст. науч. сотр.

фирмы «Лаборатория новых технологий»

В.З.Непомнящий,

к.т.н., ст. науч. сотр.

фирмы «Лаборатория новых технологий»

Предлагается одна из инициатив, с которой Россия могла бы выступить в плане рассматриваемой глобальной системы в разделе атомной энергетики, а именно – сделать процесс получения атомной энергии более безопасным за счет организации международной системы обращения с ОЯТ при использовании международных хранилищ с возможностью извлечения ОЯТ для дальнейшего использования или захоронения.

СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМЫ

Данная проблема рассматривается на примере ядерного топлива наиболее широко распространенных АЭС, так называемого водо-водяного типа, но совсем не исключает и любые другие типы ОЯТ.

Отличительной особенностью работы АЭС является необходимость ежегодного удаления из них примерно 1/3 отработавшего топлива – тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих ядерное топливо – уран-238, обогащенный ядерным горючим – ураном-235 (до 3–4%), после выгорания приблизительно 2/3 последнего. Более высокое выгорание недопустимо из-за накопления продуктов деления, которые не только ухудшают эффективность работы реактора, снижая его ядерно-физические характеристики, но и за счет распухания и различного рода радиационных повреждений вызывают в конструкции ТВС механические напряжения, которые могут привести к нарушению ее герметичности и аварийному радиоактивному заражению теплоносителя реактора. Поэтому при достижении такого выгорания, примерно через 3 года суммарной работы ТВС в реакторе, они должны быть выведены из него окончательно. После этого отработанные ТВС сразу переносятся в бассейн выдержки, так как они длительное время сохраняют энерговыделение настолько высокое, что, если их вынуть из воды, то на воздухе они вскоре расплавятся. Извлекаться из приреакторного бассейна выдержки ТВС могут только приблизительно через 3 года, когда их тепловыделение существенно уменьшится, но и при этом температура на их поверхности на воздухе может достигать несколько сотен градусов. В дополнение от ТВС непрерывно исходит поток гамма- и нейтронного излучения так, что для обращения с ней требуется специальная защита и дистанционная техника.

Прежде чем обсуждать дальнейшие пути отработавших ТВС, следует рассмотреть, что в них содержится. Помимо упомянутого урана и циркония, являющегося материалом конструкции ТВС, здесь присутствует, в качестве продуктов деления урана, заметная часть таблицы Менделеева. Причем среди них имеют место элементы и очень рассеянные в природе, и не встречающиеся в ней совсем. Многие из этих элементов находят применение в современной технике, многие ждут своего применения. Здесь имеются ценные долгоживущие изотопы кобальта и цезия, широко используемые в качестве промышленных источников излучения, драгоценные металлы: рутений, родий, палладий, применяемые во многих высокотехнологичных областях техники, технеций – металл (в недрах Земли не существующий), обладающий способностью существенно улучшать свойства сплавов. Здесь присутствуют в немалом количестве делящиеся подобно урану изотопы плутония, которые, помимо того, что являются атомным оружием, уже сейчас постепенно втягиваются в применение в качестве ядерного горючего, более эффективного, чем уран. Наконец, в отработавших ТВС имеются трансплутониевые элементы, некоторые из которых обладают критической массой на три порядка меньшей, чем U-235, и в будущем смогут использоваться для получения уникальных малогабаритных источников ядерной энергии.

Долгоживущий и исключительно токсичный изотоп плутония-239 (период полураспада его 24 400 лет) определяет, общепринятый в радиохимии, обоснованный срок необходимой выдержки для снижения радиоактивного излучения до приемлемо безопасного уровня – это десять периодов полураспада ~ 250 тыс. лет! Срок «вредности» настолько трудно представимый, что, в зависимости от склада характера, от такой перспективы одни обретают фобию ко всему, что связано с атомной энергетикой, другие – старательно вытирают все эти проблемы из своего сознания.

Рассмотрим, что представляют собой отработавшие ТВС.

Ядерное топливо – уран представлен таблетками спрессованной и спеченной двуокиси урана диаметром и высотой около 10 мм. Таблетки заключены в тепловыделяющие элементы (твэлы), представляющие собой длинномерные (до 4 м) тонкостенные (<0,7 мм) трубки из циркониевого сплава, отвечающего ядерно-физическим требованиям атомного реактора. Столь экстремальные геометрические параметры твэлов диктуются теплофизическими свойствами данной системы. Спеченная двуокись урана – керамика, обладающая низкой теплопроводностью. Между таблетками и циркониевой оболочкой предусматривается технологический зазор (до 0,2 мм) для облегчения проталкивания таблеток в твэл при снаряжении. Хотя этот зазор заполняется инертным газом (аргоном) под давлением для улучшения теплопередачи, в реакторе перепад температуры по радиусу таблеток может достигать сотен градусов, что является предпосылкой для образования трещин в таблетках. Этому процессу активно способствуют структурные и объемные изменения в двуокиси урана, связанные с накоплением в ней продуктов деления, на каждый атом урана – по два изотопа существенно меньшей плотности, чем уран. Все это приводит к тому, что, несмотря на имеющийся со стенкой зазор и другие ухищрения в конструкции таблеток, к концу кампании работы ТВС таблетки местами растрескиваются и распухают, а оболочка твэлов приходит в механически напряженное состояние.

Со стороны охлаждающей твэлы воды циркониевая оболочка испытывает активное воздействие. Здесь происходит, так называемая, фриттинг-коррозия – явление истирания, возникающее в отдельных местах работающего реактора, где твэлы под напором охлаждающей воды вибрируют и трутся о дистанцирующие решетки, которые установлены через небольшие интервалы по высоте ТВС. Примеси железа – основного продукта коррозии стенок реактора в охлаждающей воде – способствуют электрохимической коррозии циркониевой оболочки.

Среди продуктов деления заметную отрицательную роль играют изотопы радиоактивных газов: йод-135 и ксенон-135. Йод (составляющий ~6% от общего выхода продуктов деления!) обладает высокой химической активностью по отношению к цирконию, чем содействует образованию трещин в оболочке твэлов со стороны топлива. Причем реакция эта самовозобновляемая – образующийся в результате йодид циркония тут же разрушается за счет радиации, и освободившийся йод снова разрушает цирконий. Останавливается этот процесс лишь из-за короткого периода полураспада этого изотопа – 6,7 часа. Следовательно, через 67 часов «материнский» йод-135 бета-распадом полностью переходит в «дочерний» изотоп – ксенон-135. Прямыми экспериментами установлено, что глубина таких трещин, идущих изнутри твэлов, может достигать 35–65% толщины оболочки!

Совершенно очевидно, что в ряде случаев происходит и сквозной прорыв внутритвэльных газов в окружающее пространство. Относительное количество таких негерметичных ТВС неизвестно, но, судя по тому, что на АЭС предусмотрены штатные меры защиты при выбросе радиоактивного йода и при транспортировке негерметичных ТВС, можно заключить, что такие происшествия не редки.

Вредность ксенона-135 стала часто упоминаться в последнее время. Существует 20-летней давности предсказание академика Легасова, что выбросы этого газа в атмосферу приведут к такому нарушению существующей ионной оболочки вокруг Земли, которое приведет к существенному возрастанию количества разрушительных землетрясений, цунами, тайфунов, проливных дождей – всего того, что и имеет место.

Следует пояснить – радиоактивные материалы быстро распространяются от места своего исходного нахождения не как летучие вещества или газы, а за счет энергии отдачи, которую приобретает каждый атом в момент радиоактивного распада. Этой энергии достаточно, чтобы данный атом, а также несколько его ближайших радиоактивных соседей, еще не испытавших распад, вырвались за пределы твердого материала, в котором они находились. Эти фрагменты столь малы по весу, что не оседают и ведут себя как аэрозоли – свободно витают и перемещаются туда, куда дует ветер. Поэтому любая щель в оболочке, заключающей радиоактивные материалы, служит источником распространения как газообразных, так и летучих и совершенно нелетучих изотопов.

Очевидно, что состояние отработавших ТВС нельзя считать стабильным и способным к сохранению на данном уровне многие годы. Скорее имеется достаточно оснований для озабоченности существующим положением с хранением отработавшего ядерного топлива. Никто не может поручиться за то, что в отработавших ТВС не произойдет разрушение тонких и местами нарушенных оболочек твэл. Согласно одной из формулировок второго закона термодинамики, со временем все, что, в принципе, может разрушиться – обязательно разрушится! Вполне может прийти срок, когда это явление примет массовый характер со всеми вытекающими последствиями.

Дальнейшая судьба отработавших ТВС решается по-разному. В основном это три направления.

Первое – продвинутое. Основным императивом его служит невозможность отказаться от высокоценных материалов, оставшихся в отработавшем топливе, и намерение его вернуть в оборот во что бы это ни стало. Этим путем пошли Франция, Англия и Япония – страны, в менталитете которых присутствует разумная бережливость и самодостаточность, а в недрах – отсутствуют промышленные запасы урана. В эту группу вошел и СССР, но в основном по другим мотивам и из-за обычно присущего авторитаризма в принимаемых решениях и безоглядной щедрости в расходах на их воплощение с пренебрежением возможным ущербом.

В кратком изложении в данном случае производится химическая переработка ТВС с регенерацией невыгоревшего урана, извлечением наработанного плутония и сбором с захоронением всех продуктов деления, независимо от их ценности. По сути, исходный императив здесь с самого начала служил лишь ширмой для очевидного намерения, попутно с получением электроэнергии для мирных целей, не лишить себя плутония для прочего. Этот путь связан с затратами, существенно превышающими стоимость изготовления ТВС из природных материалов, образованием больших объемов загрязненных в разной степени радиоактивных технологических отходов регенерационного производства, требующих захоронения или избавления от них. Последнее повсеместно сопровождается ущербом окружающей среде, причем жидкие радиоактивные отходы у нас сливаются в реку (под себя), а у них – в мировой океан.

Второе направление – прагматическое. Этот путь декларировал президент Картер в 1977 г.: «США не будет производить переработку ядерного топлива в обозримом будущем». Помимо вышесказанного о ценах этих продуктов, американцы к этому времени накопили достаточно много и природного урана, и U-235, и плутония, а также затратили много усилий на разработку разнообразных способов регенерации отработанного ядерного горючего, не получив удовлетворительного результата.

Практическое воплощение этого направления в основном сводится к простому выдерживанию ТВС в бассейне при АЭС.

Понятие «обозримое будущее» не имеет четких границ, но уже сегодня, 30 лет спустя, США имеют 77 приреакторных хранилищ, разбросанных по 33 штатам, заполненных до отказа, или близких к тому. Причем следует отметить, что перед лицом современных террористических вызовов негативность данной ситуации усугубляется.

Третье направление – отсрочки беды. Этим путем идет или собирается идти большое количество стран, владеющих АЭС, но не знающих, куда девать отработавшие ТВС. Общий принцип тут в том, что достаточно выдержанные ТВС закупориваются в тяжелые (70–80 т) контейнеры, которые устанавливаются на бетонных подушках в зданиях или на открытом воздухе, либо для них в горных породах вырубаются глубокие (500–1000 м) шахты или еще более глубокие (2–4 км) скважины. Во всех вариантах таких закладок доступ к хранимым материалам невозможен, они закрываются навсегда. Проектные сроки сохранения герметичности таких контейнеров не слишком велики (30–60 лет). Нет никакой уверенности, что не за 250 тыс. лет, а гораздо раньше, такие хранилища не займут всю территорию страны, контейнеры за счет коррозии от сырости, протечек, подземных вод, подвижек земной коры, землетрясений, террористических актов и пр. не разгерметизируются, не разрушатся, а радиоактивные изотопы не выйдут наружу, не профильтруются в грунтовые воды и не погубят все живое.

Ясно, что это способ избавиться лишь от сегодняшних забот, и как можно скорее освоить выделенные под эту проблему деньги, а что будет потом – пускай разбираются потомки. Именно так рисуют картину будущего ядерной энергетики «зеленые», и им трудно на это возразить.

ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ ПОДХОДА К РЕШЕНИЮ ПРОБЛЕМЫ

1. От того, что в настоящее время мы не умеем эффективно и полностью регенерировать отработавшее ядерное топливо, извлекая из него все ценные компоненты, нам не дано право уничтожать эти ценности, лишая их будущие поколения. Поэтому данные материалы сейчас должны устраиваться на захоронение так, чтобы было доступно их последующее извлечение для регенерации.

2. Нет оснований считать, что развитие технологий переработки ОЯТ не достигнет такого уровня, когда будут найдены эффективные, не нарушающие экологию, методы его регенерации.

3. Закладывая хранилище, надо предвидеть его способность обеспечить потребность страны на 100–150 лет – сроки ожидания разработки технологии регенерации ядерного топлива.

4. У России есть достаточно средств и возможностей, чтобы обеспечить создание безопасного, в том числе и международного, хранилища ОЯТ с доступностью его последующего извлечения для регенерации, когда она будет разработана в приемлемом варианте.

ОСНОВНЫЕ ЗАДАЧИ ДЛЯ РЕШЕНИЯ ПРОБЛЕМЫ

1. Разработать надежную герметизацию ОЯТ в контейнеры для длительного хранения.

2. Найти оптимальное место для хранилища.

НАДЕЖНАЯ ГЕРМЕТИЗАЦИЯ ОТРАБОТАВШИХ ТВС

Требования, предъявляемые к герметизации отработавших ТВС в соответствии с приведенными выше основными принципами решения данной проблемы:

1. ТВС не должны герметизироваться пучками в многотонные контейнеры, которые впоследствии невозможно или очень трудно обрабатывать в регенерационном процессе. Наиболее приемлемыми будут пеналы весом около тонны и размером: диаметр ~250 мм, длина ~4 м (т.е., одна ТВС на пенал).

2. Наружную оболочку пенала с ТВС недостаточно герметизировать лишь одной электросваркой, так как сварочные швы хуже основного материала противостоят коррозии.

3. Иммобилизационные материалы (применяемые для окружения радиоактивных материалов внутри неактивной матрицы в пенале) не должны иметь температуру плавления ниже ~15000C, чтобы избежать разрушения пенала при возможном пожаре в процессе транспортировки.

4. Желательно, чтобы иммобилизационный материал был не только устойчив термически, радиационно и коррозионно в течение длительного времени, но чтобы он еще обеспечивал снижение потока гамма- и нейтронного излучения от ТВС. Это упростит условия работы с такими пеналами.

5. Чем больше барьеров надо преодолеть радиоактивным материалам для выхода из пенала, тем надежнее их герметизация.

В основе предлагаемой герметизации отработавших ТВС лежит сравнительно новая технология горячего изостатического прессования (ГИП).

Процесс ГИП, предложенный в США в 1956 г. Институтом имени Баттеля, изначально, по иронии судьбы, как раз для нужд атомной энергетики, превратился за эти годы в мощную современную технологию, обеспечивающую консолидацию до теоретической плотности различных порошковых материалов от керамических до тугоплавких металлических, сращивания разнородных материалов, «залечивания» малейших дефектов в литых материалах и пр. Возможности изготовления изделий с помощью этого процесса и получаемые прочностные характеристики настолько превосходят достижимое традиционными технологиями (литьем и пластической деформацией), что большинство критических деталей авиационных и ракетных двигателей изготавливаются сегодня методом ГИП.

Процесс ГИП применяется в настоящее время и в атомной энергетике (в основном, во Франции) для надежного диффузионного соединения разнородных материалов.

Современные установки для ГИП – газостаты, в том числе в значительном количестве имеющиеся в России, позволяют обрабатывать при давлениях рабочего инертного газа – аргона до 200 MPa и температурах до 13000С изделия и детали или пакеты изделий габаритами до 1200 мм и высотой до 2000 мм.

В соответствии с приведенными требованиями предлагается обеспечить надежную герметизацию с помощью ГИП отработавших ТВС с иммобилизационным материалом в защитных пеналах. Существующие опыт и научные знания в области ГИП, основанные на математическом моделировании процессов консолидации и формоизменения оболочек с порошковым материалом внутри, позволяют при минимуме дорогих экспериментов оптимизировать все параметры процесса и конструкции пенала.

Пенал предполагается изготавливать из нержавеющей стали с толщиной стенки ~3–5 мм. Размеры пенала должны обеспечивать свободное с некоторым запасом расположение в нем ТВС. Принципиально важно, чтобы торцевые крышки пенала были изготовлены целиковыми и одевались на корпус пенала внахлест. Тогда при дальнейшей монолитизации содержимого пенала ГИПом герметичность его будет обеспечиваться не только сварными швами, но и сращиванием стенок цилиндрических поверхностей крышек и корпуса пенала.

В качестве иммобилизационного материала здесь предполагается использовать борсодержащие порошки, способные под действием вибрации заполнять все свободное пространство, подобно жидкости. Засыпку в пенал порошка предполагается производить через специальную трубку, расположенную в верхней крышке пенала. Она же будет служить для удаления вакуумом остаточного воздуха. По завершению этих операций засыпная трубка будет пережиматься и герметизироваться по существующей отработанной технологии.

Все операции по снаряжению пеналов борсодержащим порошком должны производиться на местах хранения отработавших ТВС, после чего герметизированные пеналы должны транспортироваться в единый центр, где производится их монолитизация в газостате.

Газостат для данной работы будет работать в пределах указанных выше параметров температуры и давления, которые будут конкретизированы при предварительных испытаниях. Газостатов высотой в 4 м не существует. Он должен быть специально спроектирован и изготовлен для этих целей (что не представляется технически сложным делом). Ориентировочная стоимость газостата составит ~10 млн $.

В рабочих условиях газостата за счет всестороннего изостатического сдавливания и высокой пластичности материалов при высокой температуре все содержимое герметизированного пенала будет монолитизироваться.

Пенал после ГИП-обработки станет непроницаем для выхода из него радиоактивных продуктов деления. На их пути станут 4 преграды: монолитизированная двуокись урана, циркониевые трубки твэлов, залечившие свои трещины, монолитизированный материал порошка борсодержащей засыпки и внешняя оболочка пенала из нержавеющей стали. Помимо этого, пеналы обретут твердость и прочность, а также снизят поток гамма- и нейтронного излучения, испускаемого герметизированной ТВС.

Относительно производительности газостата можно сделать следующие приблизительные оценки, если исходить из реально существующих в мире примеров. За одну загрузку, занимающую по времени ~6–10 час, можно обработать вес около 7 т (если это позволяют ядерно-технические ограничения). Если оценить вес одного пенала в тонну, то за сутки можно обработать ~15 ТВС ВВЭР. Одной недели такой работы газостата достаточно для обработки количества ТВС, извлекаемых из этого реактора в качестве отработавших за годовую компанию, а полгода достаточно, чтобы пропустить годовую программу всех АЭС России! Таким образом, производительности одного газостата достаточно для решения проблемы переполнения не только всех хранилищ отработавших ТВС нашей страны, но и всех построенных нами АЭС за рубежом (отработавшие ТВС которых СССР обязался забирать к себе) и отработавшие ТВС других стран – на коммерческой основе. Отсюда следует, что несколько газостатов способны решать глобальные проблемы герметизации отработавших ТВС АЭС мира.

ОПТИМАЛЬНОЕ МЕСТО ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ПЕНАЛОВ

Перечислим требования к желаемому месту захоронения отработавших ТВС:

1) Это должна быть достаточно обширная территория, которой хватило бы на длительное использование – слишком большие капитальные вложения требует его устройство.

2) Территория должна быть мало обжита людьми. Желательно, чтобы они совсем на ней не жили.

3) На данной территории не должны располагаться ни залежи полезных ископаемых, ни какие-либо виды животных или растений, встречающиеся только в данном месте.

4) Неизбежное нарушение экологической обстановки вблизи хранилища не должно широко распространяться за пределы этого региона.

5) По территории не должны протекать реки.

6) Это должен быть сейсмически пассивный регион.

7) Вода в регионе не должна быть коррозионноактивной (насыщенной солями).

8) Среднегодовая температура в регионе должна быть невысокой.

9) Территория хранилища должна быть легко охраняемой, плоской.

10) Заложенные на хранение пеналы с ТВС должны быть легко доступны для последующей выемки.

11) К хранилищу должна идти хорошо проезжая дорога, хотя бы в зимнее время.

12) Трасса, проложенная к хранилищу, должна по возможности не проходить по многолюдным местам.

13) Хранилище не должно находиться далеко от газостата, в котором производится ГИП-герметизация ТВС.

14) Газостат – место получения пеналов с ТВС и отправки их в хранилище – должен находиться в близи удобного для достижения морским транспортом порта.

15) Город-порт, где будет построен газостат, должен обладать достаточно высоким производственным потенциалом и квалифицированными кадрами.

16) Место расположения хранилища должно находиться в стороне от массовых авиационных трасс для исключения аварийного падения на него самолетов.

17) Хранилище должно располагаться в глубине нашей территории, так чтобы времени подлета к нему террористических самолетов или ракет было достаточным для их перехвата.

Столь обширный список требований понадобился потому, что при сложившемся многолетнем и жестком противостоянии сторонников и противников ядерной энергетики, игнорирование какого-то из них может служить причиной отрицания всего предложения.

Предлагается в качестве места для расположения хранилища пеналов с отработавшими ТВС район вечной мерзлоты на дальнем востоке, а порт для приписки газостата(ов) – г.Магадан.

Этот выбор практически полностью удовлетворяет всем перечисленным выше требованиям, что само по себе является уникальным явлением. Помимо этого, очевидно, что вечная мерзлота предоставляет дополнительные, весьма существенные положительные возможности. Ледяной панцирь будет  окружать каждый введенный в него пенал – создавать дополнительную иммобилизационную матрицу, внутри которой если окажется водянаяоболочка (в случае сильно тепловыделяющего пенала), то и этот водяной кокон может быть изолирован от соприкосновения с атмосферой и с другими пеналами и существовать ограниченное время. Сами операции установки пенала на требуемую глубину и последующего его извлечения не представляют большого труда, так как вечная мерзлота легко сверлится. Глубина залегания вечной мерзлоты может составлять километр. Глубина установки конкретного пенала может выбираться в зависимости от интенсивности гамма- и нейтронного потока, исходящего от него, так, чтобы после замораживания на поверхности земли сохранялся фоновый уровень радиоактивности.

Это хранилище не нуждается в укрытии, а охраняться и обслуживаться, вероятно, может автоматическими средствами. Все это существенно сократит здесь расходы по сравнению со всеми другими объектами того же назначения.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Атомная энергетика находится не в фазе умирания, как считают многие, а только в начале своего пути. Причем ее будущее подробно и предсказано, и проверено. Нынешний этап – использования U-235 – плавно перейдет, по мере исчерпания этого изотопа в природе, в использование Pu-239. Причем сначала будет выжигаться без меры наработанный для войны плутоний, а затем получаемый из U-238 в реакторах на быстрых нейтронах. Чтобы израсходовать весь природный U-238 потребуется еще очень много времени, и только после этого станет остро вопрос о термоядерной энергии, использование которой в мирных целях пока не подтверждено экспериментально, хотя такие работы давно усиленно ведутся.

В настоящее время атомная энергетика переживает очевидный кризис недоверия в обществе из-за слишком большого количества ошибок, которые ею совершены и продолжают совершаться. Вряд ли разумно пытаться переломить общественное недоверие простыми административными методами, приказами резко ускорить строительство новых АЭС, при этом не делать никаких попыток найти позитивные решения тем проблемам, которые уже накопились в этой отросли.

Лозунг: «Не дадим превратить Россию в свалку радиоактивных отходов!» – звучит привлекающее патриотично. Но радиоактивная свалка отличается от обычных тем, что она имеет способность, если она не герметична, посредством аэрозолей распространяться далеко за пределы своего месторождения. Вынужденное плохое решение проблемы захоронения радиоактивных отходов нашими соседями со временем навредит и нам.

Атомная энергия с самого своего рождения доказывает человечеству, что мир – един. Конечно, требуются более точные знания относительно вечности вечной мерзлоты (по этому поводу имеются противоположные прогнозы), но, поскольку известно, что 65% территории России занято вечной мерзлотой и есть на ней территории с плотностью населения меньше 0,03 чел./кв. км, то нам вряд ли так необходимо во что бы то ни стало сохранять первозданную неприкосновенность этих мест, которых у нас переизбыток. Можно надеяться, что удастся найти достаточно большой участок территории со стабильно вечной мерзлотой для создания данного полигона. Такому полигону совершенно не подходит название «свалка». Это может быть высоко механизированное, четко организованное, совершенно безопасное место – камера хранения ценных материалов под толстым защитным ледовым щитом от любой радиоактивности. Причем с запасом хватит места для всех заинтересованных стран. Разумеется, здесь должна присутствовать и коммерческая основа, но в разумных пределах (сейчас за хранение радиоактивных отходов готовы платить до 2500 $/кг).

Со временем, когда будут разработаны процессы регенерации этих ценных материалов (и, если будут выделены достаточные средства, это раньше всего произойдет у нас), Россия станет мировым экспортером данных материалов. Другие страны должны будут с завистью смотреть на Россию, которая будет обладать столь бесценной копилкой. Россия, столько веков просуществовавшая в этих исключительно суровых, неблагоприятных для жизни условиях, вероятно, заслужила дальнейшее процветание в эру перехода к атомной энергетике.

Какую роль в этом процессе могут играть США. Самую непосредственную, ибо порядка 90% имеющихся в мире запасов ОЯТ находится под юрисдикцией США. Оказав посильную помощь в развитии этого процесса, США сможет в первую очередь с помощью России успешно решать проблемы ядерной безопасности, которые ее касаются в наибольшей степени. Кроме того, если верить тому, что США заинтересованы в том, чтобы Россия стала богатым, цивилизованным, предсказуемым государством, то, построив на увядающей окраине России такой высоко прибыльный, высоко технологически развитый и культурный комплекс, США даст серьезный толчок не только всей экономике России, но и развитию ее научных разработок в атомной энергетики, что послужит скорейшему решению проблем, стоящих перед мировой атомной энергетикой, флагманом которой США является в настоящее время.

Выступив с инициативой создания такого уникального международного полигона – хранилища отработавших ТВС, Россия станет богатой, щедрой, стабильной и сильной – важным звеном в глобальной системе энергетической безопасности. Державой, способной отвечать не только за себя, но и за весь мир.

Крупнейшее в Германии промежуточное хранилище высокорадиоактивных отходов введено в эксплуатацию при АЭС в Баварии.

ПРАЙМ-ТАСС, 28.08.06

Крупнейшее в Германии промежуточное хранилище высокорадиоактивных отходов официально введено в эксплуатацию при АЭС "Гундремминген" /федеральная земля Бавария/.

По сообщению администрации АЭС, в пятницу туда помещены на хранение 3 контейнера из высокопрочной стали с отработавшими урановыми стержнями, извлеченными из атомного реактора.

Всего в железобетонном корпусе в 200 м от энергоблока смогут разместиться 192 контейнера, передает ИТАР-ТАСС. Срок хранения отходов в промежуточном хранилище при АЭС "Гундремминген" составит не более 40 лет.

Разрешение на эксплуатацию объекта было выдано Министерством экологии Баварии. Церемония сдачи хранилища в эксплуатацию сопровождалась мирными акциями протеста защитников окружающей среды, которые призвали к скорейшему отказу от ядерной энергетики и закрытию АЭС.




Нефінансовий звіт НАЕК «Енергоатом» за 2017 рік

Повідом про корупцію