Но куда девать отходы? Об этом – в материале корреспондента @Pavlodarnews.kz.

Проблема утилизации радиоактивных отходов, образующихся в процессе деятельности атомных электростанций, является одним из ключевых вопросов в сфере атомной энергетики. Несмотря на высокую эффективность и низкие выбросы углерода при работе АЭС, они производят радиоактивные отходы, которые требуют особых методов хранения и утилизации из-за их долгосрочной опасности для окружающей среды и здоровья человека.

Основной вызов при утилизации радиоактивных отходов — это обеспечение долгосрочной безопасности хранения. Высокоактивные отходы могут оставаться опасными в течение тысячелетий, и ни одна технология не может гарантировать абсолютную изоляцию на таких временных промежутках. Геологическое захоронение рассматривается как перспективное решение, но оно все еще вызывает споры, особенно из-за опасений по поводу возможных утечек в отдаленном будущем.

В дальнейшем решение проблемы утилизации отходов может быть связано с развитием новых технологий, таких как реакторы на быстрых нейтронах и термоядерная энергетика. Первые могут эффективно использовать отработанное топливо и значительно сокращать объемы высокоактивных отходов. Термоядерные реакторы в свою очередь могут вообще не создавать долгоживущие радиоактивные отходы.

Атомные электростанции остаются важной частью мировой энергетики, несмотря на риски и высокие затраты. В условиях глобального стремления к снижению выбросов углекислого газа и обеспечению энергетической независимости атомная энергия продолжает играть ключевую роль. Её будущее будет зависеть от успеха новых технологий, таких как малые модульные реакторы, и улучшения системы управления безопасностью.

Вечный двигатель

Ученые давно задумались, что, если отходы использовать вторично для производства энергетики. Это было сродни созданию вечного двигателя. Это может быть возможно благодаря быстрым реакторам, работающим в замкнутом топливном цикле.

В быстрых реакторах для поддержания цепной реакции деления используют нейтроны, энергия которых не уменьшается с помощью замедлителя, в роли которого выступает, например, вода, и такие реакторы имеют преимущества перед существующими ядерными реакторами на тепловых нейтронах. 

При работе в полностью замкнутом топливном цикле, в котором ядерное топливо перерабатывается и используется повторно, в быстрых реакторах возможно извлекать в 60-70 раз больше энергии из того же количества природного урана, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это значительно снижает количество высокоактивных радиоактивных отходов.

По данным МАГАТЭ, в настоящий момент в эксплуатации находятся пять быстрых реакторов: два действующих промышленных (БН-600 и БН-800) и один опытный (БОР-60) в Российской Федерации, испытательный реактор-размножитель на быстрых нейтронах в Индии и экспериментальный быстрый в Китае. В Европейском союзе, а также в Соединенном Королевстве, Соединенных Штатах Америки, Японии и других странах запускают проекты предназначенных для различных целей и функций быстрых реакторов, включая ММР и МР.

Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах относятся к так называемому четвертому поколению. От традиционных устройств на тепловых нейтронах такие реакторы отличаются тем, что используют быстрые нейтроны, которые не замедляются в процессе реакции, что позволяет более эффективно использовать топливо, включая переработку отработанного ядерного топлива.

Примеры реакторов на быстрых нейтронах

Реактор БН-800 в России работает на Белоярской АЭС, и это крупнейший в мире действующий быстрый реактор на натриевом теплоносителе. Он используется для производства электроэнергии, а также как платформа для испытаний замкнутого топливного цикла с использованием плутония и отработанного ядерного топлива.

В Китае разрабатывают проект CFR-600 для создания инфраструктуры для эффективного использования ядерных материалов и перехода к замкнутому топливному циклу. Первый блок находится на этапе строительства. Прототипный быстрый натриевый реактор PFBR, строящийся в Индии, – часть долгосрочной программы развития быстрых реакторов, которая включает переработку тория и урана для удовлетворения растущих энергетических потребностей страны.

Преимущество такого подхода в том, что такие реакторы способны использовать уран-238 и плутоний-239, которые менее эффективны в тепловых реакторах, а также перерабатывать отработанное ядерное топливо. Быстрые реакторы могут превращать долгоживущие радионуклиды в менее опасные элементы, что сокращает объем и токсичность ядерных отходов.

Способность использовать переработанное топливо открывает перспективы для создания замкнутого топливного цикла, что делает энергетические ресурсы практически неисчерпаемыми.

Казахстанский прадед

Первый в мире реактор на быстрых нейтронах БН-350 ввели в эксплуатацию в Актау. Физический пуск реактора произошел 29 ноября 1972 года, в энергосистему Мангистау его подключили почти через год – 16 июля 1973 года.

Реактор БН-350 относится к устройствам петлевого типа с трехконтурной схемой теплоотвода (натрий-натрий-вода). Его средняя мощность за время эксплуатации составила около 600 МВт (тепловых). В парогенераторах реактора БН-350 на номинальной мощности вырабатывалось 950 тонн/час пара с температурой 386 градусов Цельсия, что позволяло использовать его для получения до 125 МВт электроэнергии и одновременно получать до 80000 тонн/сутки дистиллята из морской воды.

22 апреля 1999 года Правительств РК приняло Постановление №456 о прекращении работы реакторной установки БН-350 и начале вывода его из эксплуатации. С этого момента реактор находится на этапе вывода из эксплуатации с дальнейшим приведением его в состояние безопасного длительного хранения на 50 лет с последующим демонтажем и захоронением.