Война, мир и атом

Дементий Башкиров

В данной работе предпринята попытка сделать оценку безопасности атомной энергетики России, указать на основные проблемы атомной энергетики и определить место проблемы удаления ОЯТ и радиоактивных отходов среди проблем атомной энергетики.

История осознания смертельной радиационной опасности природных радионуклидов начинается в 1920-30-х годах, за десятилетие до открытия реакции вынужденного деления ядер урана в нейтронном потоке, то есть до начала ядерной эры, начавшейся в 1938 году. Продукты распада урана, не имеющие массы, вкуса, цвета, запаха, к 1938 году погубили не одну сотню людей, занимающихся производством радия.

Кроме профессиональных жертв, были и жертвы ядерной лженауки. Лжеученые и врачи лечили падких на рекламу пациентов экстремально дорогими препаратами радия и полония, от которых люди погибали в ближайшие недели, месяцыи годы [Tho-Radia. Method escintifique debeaute. ~1910].

Основные принципы обеспечения безопасности, и конкретные методы безопасного обращения с разрабатываемым радиационным оружием массового поражения из дочерних продуктов урана и тория, были разработаны в лабораториях немецко-фашистской Германии в институте Кайзера Вильгельма в Берлине, под руководством Отто Гана, первооткрывателя десятков природных радионуклидов и специалиста по химическому оружию массового поражения.

При работах по Манхэттенскому проекту, начавшемся в 1942, основным препятствием стала радиационная опасность облученного урана (ОУ, в современном понимании – ОЯТ). Руководитель работ Гленн Сиборг признается в своих мемуарах, что если бы не книги Гана, то работы по получению плутония затянулись бы на многие годы. Книга Гана [1936:Angewandte Radiochemie] стала «библией» для американских радиохимиков, создавших плутониевое ядерное оружие.

Специалисты-радиохимики уровень радиационной опасности радиохимического производства измеряли в граммах радия (один грамм Ra-226 имеет активность 1 Ки по определению), а после получения плутония – в граммах плутония.

Удельную активность U-238 можно рассчитать в соответствие с законом обратной пропорциональности с периодом полураспада, через эталонную удельную активность Ra-226. {А = 1/(4,468/1,6)*(238/226)*Е+6 = 1/2,94*Е+6 Ки/г=0,34 мкКи/г}.

Удельная активность U-238, в соответствие с этим расчетом, получается 12,6 кБк/г. Удельная активность природного урана равна 26,5кБк/кг, удваивается за счет активности U-234, плюс небольшая добавка U-235.

Свежевыделенный радий примерно в 3 миллиона раз активнее U-238 и в 1,5 миллиона раза активнее природного урана. Но при восстановлении равновесия с 5 дочерними продуктами, радий активнее природного урана в 7,5 миллионов раз.

Токсичность этих радионуклидов при попадании внутрь организма примерно одинакова. Плутоний, полученный Сиборгом, имел удельную активность ~0,1 Ки/г, но дозовый коэффициент при поступлении с воздухом для плутония выше на порядок (5Е-5 против 4,6Е-6 Зв/Бк*год [НРБ-99]), поэтому на практике грамм плутония по радиотоксичности примерно равен грамму радия.

Первые промышленные реакторы, на которых нарабатывался плутоний для военных целей, работали на природном уране. Теоретически, во внешнем потоке такого реактора можно достичь выгорания 7 кг/т и получить плутония 3,2 кг/т (Fs/Pu=0,45), но такой плутоний непригоден для ядерного оружия. Нужный изотопный состав получается при выгорании до 1 кг/г, при накоплении плутония 1 кг/т (Fs/Pu=1).

К 1938 году всей мировой промышленностью было произведено примерно 1 кг радия, а в 1945 каждые две недели ОЯТЦ (открытый ядерный топливный цикл) давал 2 бомбы по 6 килограмм плутония.

Fs – Это продукты деления урана, кроме плутония, которые сегодня принято называть РАО (радиоактивные отходы). Облученный уран из военного реактора, соответственно, состоит из остатков урана - 999 кг, Fs – 1 кг, и плутония – 1 кг.

На дату переработки (четыре недели после облучения), удельная активность Fs составляла более 10 000 Ки/кг, то есть в 10 раз превышала удельную активность радия. Удельное энерговыделение радия составляет примерно 30 Вт/кг, а удельное энерговыделение Fs- 200 Вт/кг. Лишь через ~2 года удельное энерговыделение продуктов деления сравнивается с радием.

Через 3 года удельная активность ОУ становится в ~1000 раз больше удельной активности природного урана, а через ~200 лет активность ОУ сравнивается с природным ураном (без учета плутония).

В современном ОЯТ ВВЭР-1000 (тепловая мощность 3 ГВт), выгорание урана с обогащением 5% достигает 45 кг/т, примерно в 50-100 раз выше, чем в ОЯТ ПУГР (Промышленный Уран - графитовый Реактор - Прим. ВИВас). При этом накопление плутония до 12 кг/т. Fs/Pu = 0,26, накопление оружейного плутония 0,17.

За год работы на номинальной мощности, с КИУМ 0,9, реактор нарабатывает 1 тонну осколков деления, с удельной активностью в сто миллионов раз большей, чем в природном уране. В отличие от ОЯТ ПУГР, активность ОЯТ ВВЭР-1000 сравнивается с активностью природного урана (без учета плутония, америция и других актинидов) через дополнительно 6Т*30 лет выдержки РАО, то есть через 200+180 = 380 лет.

Идеи развития (мирных) ядерных энергетических технологий, сформулированных в середине 1950-х, были остановлены жестокой реальностью, а именно высочайшей опасностью ОЯТ энергетических реакторов.

Эта опасность имеет свою единицу измерения – килограмм продуктов деления тяжелых атомов, [кгПД] (осколков деления плюс актиниды, Fs + Ac).

Непропорциональным опасности ОЯТ является единица [килограмм ОЯТ], которая пропорциональна опасности лишь внутри одной категории ОЯТ, например, для одного типа энергетических реакторов.

Одна тонна ОЯТ ПУГР содержит 1-2 кг ПД, из которых половина осколки, половина актиниды. Одна тонна ОЯТ ВВЭР-1000 содержит 60 к гПД, из которых 46 кг осколков и 14 кг актинидов. Одна тонна ОЯТ реактора БН-800 содержит 300 кгПД, из которых 200 кг актинидов и 100 кг осколков деления. Таким образом, если при обсуждении вопроса идет речь о тоннах накопленного ОЯТ, без конкретных указаний на виды ОЯТ, то это неопределенность на два с половиной порядка. С точки зрения радиохимика – беспредметный разговор.

Когда речь идет о РАО, то опасность пропорциональна массе осколков деления, заключенных в этом РАО, и снижается по графику распада нескольких сотен осколочных радионуклидов. Подразумевается, что доля актинидов, удаляемых в РАО несущественна, и не влияет на ядерную безопасность при обращении с РАО. Энерговыделение радионуклидов РАО, считающихся 1-й категории опасности, может отличаться в сотни раз. Энерговыделение РАО 2-й категории отличаются на 3 порядка. Здесь без конкретных значений активностей и дат, невозможно оценить уровень радиационной опасности.

Любой радиационный могильник рассчитан на определенную суммарную активность, которая не должна превышать максимально допустимую общую активность (МДОА) для данного типа оборудования или хранилища.

Для обсуждения потенциальной опасности предстоящих работ по ПГЗРО необходимо знать конкретные величины в указанных единицах измерения – либо к кгПД, либо в Бк.

Особая статья для хранилища – масса ядерных материалов. Если эта величина превышает 300 грамм U-235 или Pu-239 (примерный объём металлического слитка 16 мл, менее объёма химической пробирки 18 мл), то обращение с таким материалом регламентируется ПБЯ-06-09-90 (хранение и транспортировка ЯМ). Судя по названию проекта «не относящийся к ядерным установкам», в РАО ПГЗРО ГХК, массы которых измеряются тысячами тонн, вообще нет ядерных материалов.

Название «неядерный» звучит несколько необычно, когда речь идет о материалах, радиационная опасность которых примерно равна радиационной опасность от применения всего мирового арсенала ядерного оружия. Такое название принижает значимость предстоящих работ. Мне представляется, что название ПГЗРО должно быть типа «Сверхмощный техногенный радиационный источник, не имеющий мировых аналогов».

Суммарное энерговыделение ОЯТ длительной выдержки российских АЭС оценочно можно считать равным ~0,003% от номинальной мощности ОЯТ в реакторе. В 30-50 раз мощность падает при остановке реактора, и в 1000 раз при десятилетней выдержке.Это энерговыделение имеет исключительно ядерное происхождение - это остатки от 7% энергии запаздывающего излучения деления.

Всего наработка АЭС России составила ~1200 ГВт*лет, поэтому радиационный источник будет иметь тепловую мощность до ~30 МВт. Именно из-за этого энерговыделения РАО отнесены к первой категории, и представляют чрезвычайную опасность, так как эта энергия, сконцентрированная в одном месте, должна куда выходить.

Энерговыделение актинидов ОЯТ (плутония, америция, кюрия), за счет альфа-излучения (ядерная энергия, но не деления) оценивается по соотношению 30 Ки = ~1 Вт. При удельной активности первые 500 лет ~0,25 Ки/г, принимаем энерговыделение 10 Вт/кг.

Запасы плутония в российском ОЯТ ~300 тонн, энерговыделение ~3 МВт.

Энергия осколков деления сравнивается с энергией актинидов примерно через 100-150 лет выдержки ОЯТ.

Практика реакторов бакового типа, которые имеют системы естественной циркуляции воды первого контура, показывает, что максимальная мощность такой установки не превышает 10 МВт. Такой реактор испаряет за час ~15 тонн холодной воды (1,5 т/МВтч), если не отводить тепло.

Самыми опасными для организма являются радионуклиды, которые имеют периоды полураспада одного порядка с продолжительностью жизни, или превышают её (10-1000 лет, и до сотен тысяч лет). Кроме периода полураспада, необходимо учитывать вовлечение радионуклида в метаболизм и период полувыведения из организма.

Все эти, и многие другие нюансы воздействия радионуклидов на организм при внутреннем поступлении, учтены в дозовом коэффициенте для отдельных радионуклидов, которые представлены в Приложении 2 к НРБ-99/2009.

Для населения, дозовые коэффициенты для большинства актинидов,при поступлении с воздухом, составляют в среднем – 5Е-5 [Зв/Бк*год] (от 0,37Е-5 для U-238 до 84Е-5для Cm-250). Для сравнения, у Ra-226 – 0,45Е-5.

Современная атомная энергетика считается (считалась до 1986, а затем до 2011) очень безопасной. При нормальной эксплуатации годовые выбросы актинидов в атмосферный воздух не превышают 0,5 мКи/год для гигантского реактора электрической мощностью 1 ГВт[0,5 мКи/ГВтэ*год]. При этом реактор накапливает примерно 1 тонну осколков деления и 250 кг плутония + америция с удельной активностью 0,25 Ки/г.

Выбросы не превышает одну стомиллионную долю от активности плутония и других актинидов. Выбросы актинидов при нормальной эксплуатации настолько малы, что в несколько раз ниже активности выбросов урана и его дочерних продуктов при сжигании угля на ГРЭС, при равной мощности.

Для того, чтобы АЭС оставались на таком высоком уровне, необходимо правильно обращаться с ОЯТ.

Отрицательный опыт.

В 1960-х в США были проведены работы по демонстрации пиро ЗЯТЦ БР, и было переработано около 5 тонн МОХ ОЯТ быстрого реактора в горячей камере с инертной атмосферой, на площадке ARNL. Американцы признали результаты работы отрицательными, так как в сумме потери плутония составили около 5%. Америций в цикле не использовался, его накопление было примерно в 5 раз меньше, чем при длительной выдержке, так как он не успевал образовываться из Плутония-241.

В советское время, после неудачных попыток в 50-х создания парка ЗЯТЦ БР, было принято вынужденное решение на строительство реакторов на тепловых нейтронах, как переходный период на время разработки технологий ЗЯТЦ БР.

На рубеже начала 1980-х было принято решение переработать ОЯТ всех гражданских реакторов на тепловых нейтронах для выделения плутония и использования его в ЗЯТЦ БР серии БН-350 – БН-600 - БН-1600 (быстрые натриевые реакторы). После выдержки 10 лет, когда энерговыделение ОЯТ снизится до безопасного предела, и будет достаточно воздушного охлаждения для предотвращения расплавления отработавшего топлива, ОЯТ из пристанционного хранилища АЭС должно было быть перевезено на переработку на площадку радиохимического завода РТ-2, который в то время начали строить.

Завод РТ-2, названный по аналогии с заводом РТ-1 на площадке Маяк, начали строить в начале 1980-х на площадке ГХК, которая обладала необходимой инфраструктурой для проведения таких работ. В первую очередь, это оборудование и опыт работ по переработке ОЯТ ПУГР, с подземной закачкой ЖРО.

Мощность по проекту РТ-2 составляла 1000 т ОЯТ РБМК в год, назначенный срок эксплуатации завода 20 лет, с перспективой до 30 лет.

Хранение ОЯТ на площадке ГХК не предусматривалось. Максимум, на площадке должно было накапливаться до 1 годовой наработки ОЯТ парком АЭС советского дизайна. Годовое производство плутония, из порядка 55 ГВт АЭС в советских республиках, составляло до 13 тонн, из которых около 9 тонн Pu-239.

Выделяемый плутоний должен был использоваться для реактора БН-600, а затем в реакторах БН-1600, которые планировали построить рядом с Маяком (Южно-Уральская АЭС).

По советским планам, к 1990 году должен был быть замкнут цикл реакторов серии БН, то есть разработаны реакторные технологии БН и скоростная радиохимия (не более 6 месяцев, для предотвращения распада плутония-241 в америций-241).

В отличие от завода РТ-2 на ГХК, где планировалось выделять плутоний из реакторов РБМК с помощью классической водной технологии, на Маяке планировалось перерабатывать в прямом смысле горячее отработавшее топливо, имеющего температуру на воздухе более 350*С. Такое топливо невозможно перевозить никаким видом транспорта, кроме вертолетов, и поэтому предприятия ЗЯТЦ должны были быть непосредственно рядом, с перевозкой ОТВС между ними по тоннелю.

Работы по ЗЯТЦ БН в ГХК и Маяке шли с отставанием от планов, планы пересматривались, а после аварии в Чернобыле, которая оставила МСМ без ресурсов, были полностью остановлены.

Обоснование технологии ЗЯТЦ было поручено НИИАР, на небольшом исследовательском реакторе БОР-60, построенном в 1969 году (40-60 МВт тепловой мощности, 8-12 МВтэна генераторе, из них 4 МВтэ на собственное потребление).

Наилучшим результатом ЗЯТЦ БОР-60 в НИИАР считается опытная переработка ОТВС БОР-60 с выдержкой 10+ лет, выполненная в 1990-х  [Отчет о безопасности работы – Кириллович А.П.]. В результате были получены конкретные значения выбросов актинидов в атмосферу, которые составили 5Е-3%. Несмотря на выдающийся результат, это на 3 порядка выше уровня выбросов современных АЭС 1Е-6%.

Несмотря на то, что ОЯТ имело выдержку 10 лет при требуемых 0,5 лет, содержание актинидов практически было одинаковое, и это был полномасштабный эксперимент. Всего за все годы работы по созданию пиротехнологии ЗЯТЦ БОР-60 (электро-пиро и фториды), было переработано примерно 30 килограмм ОЯТ.

Во время других экспериментов, в основном на теплых имитаторах ОЯТ (высокочистом плутонии, полученном по водной технологии) вплоть до 100% ядерных материалов оказывалось в аварийных аппаратах. Всего было получено примерно 3 тонны смешанного уран-плутониевого топлива и 7 тонн уранового топлива для реакторов БОР-60, БН-350 и БН-600.

Основным способом изготовления был виброуплотнение гранулята в центральной части твэл. Верхние и нижние экраны – таблетки.

Итогом работ НИИАР по ЗЯТЦ БОР-60, 1972-2012 годов, стало:

- переработкауранового ОЯТ БОР-60 с выдержкой от 1 месяца по пирофторидной технологии, и смешанного уран-плутониевого ОЯТ БОР-60 с выдержкой от 10 лет, в сумме 29 кг.

- порядка 1,5 тонны отходов урана и плутония в аварийных аппаратах, системах фильтрации воздуха, из 10 тонн ядерных материалов, взятых в работу.

- большое количество ядерных материалов в форме, которая не может быть использована для учета и контроля ядерных материалов.

- ~ 35 кг америция-241, частично отделенного от исходно высокочистого плутония.

- в ТРО ежегодно удалялось порядка 1Е+12 Бк альфа активности, или ~100 г трансурановых актинидов.

- загрязненные осколками деления коммуникации радиохимического объекта.

По советским планам 1980-го года, в 2010 году должен был вступить в строй завод РТ-3, чтобы весь нарабатываемый в тепловых реакторах плутоний начал работать в ЗЯТЦ БН. Предполагаемое место завода – центр Сибири.

Советский ЗЯТЦ БР не уделял большого внимания проблеме америция. Америций-241 имеет большие критические массы, мало опасен с ядерной точки зрения, и может удаляться вместе с остальными ЖРО на полигонах подземной закачки. Фракция РЗЭ и ТПЭ (америций, кюрий, нептуний) отлично соответствует ядерной безопасности при захоронении – мощные нейтронные поглотители в виде гадолиния, самария, европия надежно защищают ядерные материалы от СЦР.

При обсуждении результатов советских работ специалистами Прорыва, был сделан вывод, что в отходах оказалось ~60% от исходной активности плутония + америция, взятых в работу. Концепция экологически безупречной атомной энергетики требовала уровень потерь активности не более 0,1%, и советский ЗЯТЦ был признан чрезвычайно опасным для будущих поколений.

Сегодня советские планы давно забыты.

Сегодня Прорыв разрабатывает технологии разделения америция и кюрия от редкоземельных осколочных элементов, с последующим или одновременным разделением америция и кюрия. Эти технологии на порядок или два порядка опаснее технологий советского ЗЯТЦ БР, а энергетическая выгода от них не превышает 2%.

Советский ЗЯТЦ совершенно правильно рассчитывал не использовать америций, кюрий и более тяжелые изотопы для получения атомной энергии. ЗЯТЦ только на уране и плутонии [Возражения писателю под псевдонимом. Бабиков Л.Г. Проатом, февраль 2019]

Самая большая стратегическая ошибка современных разработок Росатома, Прорыва, заключается в достижении ложных целей, не имеющих практического значения для создания безопасного атомного квтч.

Под лозунгом радиационно-эквивалентного захоронения разрабатываются технологии, имеющие выбросы в атмосферу до 5 порядков выше современных выбросов АЭС.

Важнейшей целью разработок в атомной энергетике должен стать минимальный уровень выбросов радионуклидов на квтч. Достигнутый уровень безопасности 0,5 мКи/ГВтэ*год ни в коем случае не должен быть понижен. В то же время, Прорыв предлагает использовать технические решения, которые на 3 и более порядка снижают уровень достигнутой безопасности современных АЭС.

Про радиационно-эквивалентное захоронение ОЯТ необходимо забыть, как о ложной цели, ведущей в никуда. Все усилия разработчиков должны быть направлены на обеспечение реальной радиационной и ядерной безопасности ОИАЭ, с интуитивно понятными единицами измерения опасности Бк/квтч или мКи/ГВтэ*год.

Америций, кюрий и более тяжелые актиниды, оставшиеся в виде отходов при получении оружейных и гражданских ядерных материалов, должны быть в первую очередь удалены в безопасное место. Эту работу по обеспечению радиационной безопасности российского населения Росатом до сих пор игнорирует, выделяя ресурсы на «спасение мировой цивилизации от энергетического голода», в том числе на направление Прорыв.

Сегодня мы видим, как цивилизованные страны выражают благодарность России за поставки дешевых энергоносителей.

Повторю.

Для сохранения достигнутого уровня безопасности современных АЭС существует технически осуществимый вариант обращения с ОЯТ АЭС.

После выдержки для снижения энерговыделения до безопасного уровня (10-25 лет для разных видов ОЯТ), не вскрытые ОТВС дополнительно упаковываются в защитные контейнеры и удаляются под землю на глубины более 250 м, в урановые месторождения с соотношением активности Ra-226/U-238 = 1, где сама природа гарантирует изоляцию радиоактивности от живого мира.

Полным решением проблемы ОЯТ, то есть проблемы плутония, америция, кюрия, долгоживущих осколочных радионуклидов, является планомерная остановка всех АЭС России.

Реактор БН-350 находится не в России.

Реактор БН-600 проработал более 40 лет на урановом топливе высокого обогащения, и лишь единичные ОТВС с десятилетней выдержкой были переработаны, изготовлены рефабрицированные ТВС второго цикла [Маяк, 2000-2012].

Реактор БН-800 начал строиться в 1979. Реактор должен был быть запущен первоначально на МОКС-вибро топливе примерно к 1990 году. После Чернобыля работы были надолго остановлены. Во время атомного ренессанса 2006-2011 года, работы были возобновлены. После невыполнения задания с вибро-топливом НИИАР, было принято решение запустить реактор на МОКС-таблеточном топливе производства МАЯК-НИИАР.

Первая загрузка реактора «всплыла» в 2015 при подаче давления натрия во время физпуска, но оперативный персонал этого не заметил. При перегрузке топлива, всплывшие ТВС оказались в зоне поворота малой пробки, и штатный предохранитель на электродвигателе расплавился. Вместо поиска причин, расплавили второй штатный предохранитель. Затем поступила команда поставить «жучек». Запас крутящего момента двигателя поворотной пробки оказался настолько большой, что были погнуты почти все всплывшие ТВС, несколько десятков штук. Реактор был остановлен, и повторно запущен лишь через 3 года, на урановом топливе.

Полная загрузка БН-800 МОКС-топливом из легкого плутония произведена в октябре 2022. Остается ждать еще примерно 2 топливные кампании по (4+3 года), чтобы получить равновесный состав плутония. Ориентировочно – 2036 год. Ожидаемое отставание от советского плана выхода на равновесное топливо – 46 лет.

Подразделение ХТО НИИАР, которое изготовило всплывшие ТВС для БН-800, было расформировано в 2015, практически сразу после аварии на БН-800 со смятием ТВС. В результате, примерно 200 человек оказались за забором.

Моё отношение к обсуждаемому Могильнику в ГХК, Пункту подземного захоронения РАО 1 и 2 категории (не относящегося к ядерным установкам), и Подземной исследовательской лаборатории.

Военное направление деятельности

Если перерабатывать ОЯТ РБМК и ВВЭР для получения плутония для оружейных задач.

Рядом с предприятием по переработке ОЯТ для выделения плутония не должно быть не защищенного от ядерного удара хранилища ОЯТ.В идеале – всё ОЯТ и выделенный плутоний должны находиться вне зоны воздействия ядерного оружия, на глубинах от 250 м под землёй.

Устраивать общественные слушания по этому поводу не только не нужно, но и вредно для обороноспособности России.

Гражданское направление деятельности

Переработка ОЯТ гражданских реакторов означает минимум в тысячу раз ухудшить показатели выбросов актинидов при работе АЭС. Максимум – загрязнить долгоживущими радионуклидами целый регион.

Никакой переработки ОЯТ гражданских реакторов с мирными целями быть не должно.

Первопричина всех бед атомной промышленности, в том числе России, заключается в том, что сугубо военные технологии стали переделываться под мирные задачи. В любом варианте развития атомной промышленности, на первом месте всегда должно находиться военное направление. Нарушение правила – Чернобыль, Фукусима.

Переработка ОЯТ АЭС законодательно запрещена почти во всех ядерных странах, так как считается видом деятельности, который намного опаснее, чем ядерные установки.

Как исправить положение с полувековой задержкой обращения ОЯТ мирных реакторов

Единственные вариант, который позволит в ближайшие 25 лет устранить фатальные ошибки наших предков по широкомасштабному развитию АЭС, это планомерный останов всех АЭС России.

Это не мои выводы, и не мой лозунг – это лозунг Прорыва.

К этому лозунгу добавляю, что так называемый ЗЯТЦ БР, который разрабатывает Прорыв, намного опаснее существующей атомной энергетики, в виде современных АЭС с реакторами на тепловых нейтронах.

Соответственно, продолжая логику Прорыва в направление создания безопасной атомной энергетики, необходимо ввести полный запрет на переработку ОЯТ для мирных целей.

Все энергетические ядерные реакторы должны быть запрещены и планомерно остановлены, а строительство новых прекращено.

Обращение с ОЯТ АЭС

При продолжении политики бездействия в отношении ОЯТ АЭС, бездействие со временем перерастает в преступление против человечества, и в первую очередь – против своих граждан, которые находятся с рядом с хранилищами ОЯТ АЭС.

ОЯТ не может храниться сотни лет на дневной поверхности, и неминуемо будет разрушен под воздействием ядерной энергии, заключенной в ОЯТ. Сроки жизни искусственных актинидов в ОЯТ составляют десятки тысяч лет, сроки жизни изотопов урана миллионы и миллиарды лет.

Если ОЯТ АЭС законодательно считать отходами, как это принято в большинстве ядерных держав, и выбирать место для окончательного захоронения ОЯТ, то необходимо учитывать, что природный уран на 99% рассеян по планете, и лишь менее 1% находится в месторождениях. Этот факт доказывает, что даже с удельной активностью в миллионы раз меньшей, чем в ОЯТ, уран смог рассеяться по планете.

1 Местом на суше, где можно максимально безопасно захоронить ОЯТ на период 150 тысяч лет и более, являются природные месторождения урана, где сохранено вековое равновесие с радием. И далеко не факт, что из этого могильника не будет утечек радиоактивности в окружающую среду. Можно говорит лишь о том, что утечки будут минимальными, и глобального распространения радиоактивности не произойдет.

2 Место на суше, где можно безопасно захоронить ОЯТ, должно быть удалено от селитабельных территорий на максимально возможное расстояние.

Военная доктрина обращения с мирным ОЯТ

С военной точки зрения, ОЯТ является побочным продуктом производства ядерного оружия (которое изготавливается для нанесения ударов по врагу). Кроме того, само по себе ОЯТ является оружием массового поражения, более грозным и более длительного действия, чем ядерное оружие.

С физической точки зрения – и в ядерном оружии, и в АЭС, основная энергия выделяется в виде кинетической энергии осколков деления тяжелых атомов. Осколки имеют запаздывающую бета-гамма радиоактивность с периодами полураспада до 30 лет, которая является радиационным компонентом ядерного оружия.

При применении ядерного оружия в Хиросиме и Нагасаки, американские военные констатировали, что не более 10% поражающих факторов, в виде продуктов ядерной реакции деления, доставлены на территорию противника. Лишь один килограмм осколков деления из десяти оказался в Японии, и тот рассеялся в атмосфере по всему Северному Полушарию. Всё остальное – угрожает американским территориям.

Ядерное оружие – это «чистое оружие», то есть в основном тепловая энергия, в отличие от «грязного» или радиационного оружия длительного и сверх длительного действия. Почти вся радиационная мощь ядерного оружия оказывается высоко в атмосфере и переносится ветром далеко от места взрыва.

Единицей измерения ядерного и радиационного оружия является масса продуктов деления [кгПД] или радиоактивность [Ки, Бк]. Один реактор мощностью 1 ГВтэ производит 1 тонну ПД и 0,25 т плутония-америция. 30 ГВтэ российских АЭС – это 30 тонн ПД и 7,5 тонн плутония-америция ежегодно.

Каждая тонна ПД – это эквивалент долговременных радиационных последствий от взрыва тысячи бомб типа Хиросима (деление 1 кг урана). Знаменитая Кузькина Мать Никиты Хрущева – 60 Мт ТНТ, это 3 тонны осколков деления. Получается, что каждый год Россия закладывает на своей территории мину эквивалентом 10 Кузькиных Матерей.

С точки зрения военной стратегии, никакого ОЯТ АЭС на нашей территории быть не должно.

С военной точки зрения, Чернобыль и Фукусима – тяжелейшие последствия применения ядерно-радиационного оружия, известные человеку. Масштабы долговременных радиационных последствий в 2000 раз больше, чем в Хиросиме. Это грубейшие нарушения работы армейских подразделений, которые стреляют из оружия массового поражения по собственному населению. Это – идеально проведенная диверсионная работа, выполненная подразделениями противника.

Чернобыль вывел из строя навсегда 2600 квадратных километров. С учетом времени работы на мощности 2,4 года – на каждый ГВтэ*год страна потеряла 1000 с лишним квадратных километров.

Мировой парк АЭС – 450 ГВт. Суммарно за все годы работы АЭС во всем мире, произведено более 20 тысяч ГВтэ*лет. При сценарии типа Чернобыль на всех АЭС мира, из обращения будет выведено более 20 миллионов квадратных километров.

Теперь представим, что всё мировое ОЯТ АЭС будет свезено в географический центр России, в Красноярск. Этого количества, в случае «неядерного взрыва» «неядерной установки», хватит для уничтожения всей России.

Саркофаги Чернобыля хранят в своем чреве 90-95% активности четвертого блока, которая с неутомимой энергией рвется наружу. Если постоянно не контролировать и своевременно не локализовать эту энергию, то масштабы загрязнений увеличатся в 10-20 раз. При таком развитии сценария радиационной аварии (не относящейся к ядерным авариям), масштабы загрязнений вдвое-вчетверо превысят площадь территории суши, и выведут из обращения всю планету Земля.

За всю историю развития мирового парка АЭС, с 1956 до сего дня, доля атомной энергии в общей потребленной человеком энергии, поднималась с абсолютного нуля до примерно 4,3% (2006, доля в электроэнергии 17%) и затем упала до 3,4% [Annual BP Statistical Review, 1959-2021]. В среднем за 66 лет, доля составила ~2,2%.

Советский электросчетчик имел погрешность 2,5%.

Средняя пенсия в России примерно равна среднедушевому доходу и составляет 150 000 руб в год. Среднедушевое потребление электроэнергии в быту 1000 квтч/год, из них 200 – атомный квтч. При одноставочном тарифе 3 руб/квтч – 600 рублей в год. 0,4% для бюджета потребителя.

Годовой ВВП России в 2021 году – 130 триллионов рублей. Стоимость 215 миллиардов атомных квтч – 0,25 триллиона. Доля продукции АЭС в ВВП России 0,2%.

Атомная промышленность России важна для обеспечения обороноспособности. Атомная энергия России не превышает 4,5% от потребленной энергии.

Источник: http://proatom.ru/modules.php?...