Масштабы проблемы.

Графит получил широкое применение в атомной промышленности и ядерной энергетике. Он используется в реакторах в качестве замедлителя, конструкционного материала активной зоны, а также в качестве вмещающей матрицы ядерного топлива. Наибольшее количество графита сосредоточено в следующих составляющих атомной промышленности:

Атомные электростанции. Основным потенциальным “источником” радиоактивно-загрязненного графита являются уран-графитовые реакторы атомных электростанций. Реакторы данного типа получили в России широкое применение. Общее количество графита, подлежащего переработке в процессе снятия АЭС с эксплуатации, составит ~20000 т.

Исследовательские и опытные реакторы. Если в реакторах АЭС графит применяется в качестве материала кладки, то в исследовательских реакторах его применение более разнообразно. В конструкциях опытных и исследовательских реакторов используется примерно 2000 т графита.

Промышленные реакторы. Графит также используется в промышленных реакторах. Для наработки плутония в основном применяются уран-графитовые реакторы.

Таким образом, в атомной промышленности находится в обращении около 30000 т радиоактивного графита. В настоящее время уже остановлено 2 реактора АМБ Белоярской АЭС и около 10 промышленных реакторов находятся в процессе снятия с эксплуатации. Нельзя также забывать о сравнительно небольшом, но не менее важном количестве графита исследовательских реакторов (срок службы некоторых из них также подходит к концу).

Суть проблемы.

Весь образующийся в результате демонтажа реактора радиоактивно-загрязненный графит можно разделить на две основные группы:

• конструкционный графит, из которого выполнена кладка реактора;
• графит, образующийся в ходе капитальных ремонтов и ликвидации аварий на реакторах.

В настоящее время и в ближайшем будущем более актуальной представляется проблема обращения с графитом, относящимся ко второй группе. По предварительным оценкам его количество оценивается в сотни килограмм графита на блок при капитальном ремонте реакторов типа РБМК и примерно 1 т при ликвидации аварийных разрывов в каналах (по опыту Белоярской АЭС). В первом случае удельная активность графита является величиной прогнозируемой и составляет по различным источникам от 3-6 Ки/т до 25-100 Ки/т по ¹⁴C. Во втором случае предсказать активность извлекаемого графита с “просыпью” не представляется возможным в связи с неоднородностью распределения “просыпи” в реакторном пространстве. В России функционируют 11 блоков реакторов типа РБМК-1000. После проведения по одному капитальному ремонту на каждом реакторе, общая активность накопленного и требующего дальнейшей переработки графита составит 104-105 Ки. Общую активность графита можно разделить на два типа: внутреннюю и внешнюю. Внутренняя активность складывается из нескольких составляющих. Это, во-первых, радиоактивность технологических примесей. Во-вторых, накопление в графите ¹⁴C, удельная активность которого растет с дозой. Для ресурсных флюенсов кладки (~2·10^-22 н/см²) удельная активность ¹⁴C может достигать 0,01-0,1 мКи/г.

К внешним загрязнениям графита следует относить “просыпь” продуктов деления и фрагментов ядерного топлива, образующуюся в результате различных аварий. По имеющимся данным мощность дозы γ-излучения от пораженных кирпичей доходит до 60000 мкр/с на расстоянии 0,5 м. По мере удаления от центра поражения радиоактивность кирпичей кладки сильно понижается.

Таким образом, из всего вышесказанного следует, что реакторный графит после снятия реактора с эксплуатации представляет собой твердые радиоактивные отходы среднего и высокого уровня активности.

Основные подходы к решению проблемы.

К настоящему времени опубликован ряд работ, в которых рассматриваются различные варианты обращения с радиоактивным графитом. В частности, в качестве одного из самых простых способов ликвидации графита рассматривается возможность сжигания его с осаждением на фильтрах активированных примесей.

Еще одно направление исследований в этой области — использование графита как вторичного сырья с применением известных в электродном производстве технологических процессов получения конструкционных углеродных материалов. Рассмотренные выше технологии могут найти свое применение к графиту, активность которого сравнительно невысока и определяется в основном уровнем содержания ¹⁴C. Для переработки графита, содержащего “просыпь”, такие методы неэффективны. К высокотемпературным технологиям переработки графита можно также отнести способ перевода его в устойчивые карбидо-оксидные композиционные материалы методом самораспространяющегося высокотемпературного синтеза (СВС).

Все рассмотренные выше технологии обращения с графитом относятся к активным методам обращения с графитом. Для конструкционного графита, уровни загрязнения которого относительно невысоки, предпочтение может быть отдано достаточно дешевым и технологически простым пассивным методам. Решение данной проблемы, принятое в настоящее время, заключается в захоронении графитовых блоков, упакованных в контейнеры с битумом, в могильниках. Но это потребует больших площадей, значительных затрат на изготовление емкостей и герметизацию в них блоков, строительство могильников и хранилищ, их содержание и пр. Таким образом, на данном этапе любая из предлагаемых технологий активной переработки реакторного графита является дорогой и невыгодной для слабозагрязненного графита. Поэтому на сегодняшний день при решении этой проблемы наиболее целесообразно ориентироваться на разработку надежной технологии длительного и безопасного хранения графитовых блоков, то есть на пассивные методы обращения с реакторным графитом.