ботанные во взрыве, накапливались на дне полости, и их добыча велась после проведения серии взрывов и накопления определенного количества полезных продуктов. Для того чтобы предотвратить накопление расплава, взрывы предполагалось проводить в частично заполненной водой полости. Вода являлась рабочим телом, которое поглощало тепло, выделяемое при взрыве.

Цель экспериментов малой мощности в воде состояла в том, чтобы изучить распределение актиноидов в водной среде и отработать способы их химического отделения и добычи. Кроме того, серия взрывов позволяла вести отработку способов быстрого входа в полость после очередного взрыва и сокращения интервала между взрывами. Наименьший достигнутый интервал составлял 16 суток.

Первая «сухая» полость небольшого объема была получена вне площадки «Галит», на промысле «Совхозное». Устойчивость полостей в каменной соли и возможность получения сухих полостей позволили переориентироваться на многократные взрывы, используя полость, как камеру для производства таких взрывов. Добыча при этом должна была производиться после завершения серии взрывов при накоплении относительно большого количества полезного продукта.

Третий взрыв, произведенный на площадке Азгир 22 декабря 1971 года, был направлен на получение сухой полости большого размера и проверку возможности получения во взрыве Ра-231 и U-233. Были приняты специальные технологические меры для предотвращения попадания в полость воды. Для большей надежности глубина, на которой проводился взрыв, была выбрана 1000 м. В дальнейшем такая глубина была принята в качестве рабочей для большинства взрывов. Образовавшаяся сухая полость имела объем около 200000 кубических метров. Пробы донного осадка подтвердили образование Ра-231 в количестве 0,5 кг и U-233 в количестве 2,5 кг.

Можно сказать, что таким образом было создано единственное на Земле искусственное месторождение протактиния (находящийся в радиоактивном равновесии с ураном-235 протактиний содержится в урановых рудах в отношении 0,35 10–6 к природному урану).

В марте 1976 года в сухой полости взрыва «A-III» был проведен повторный взрыв «А-III-2». 29 июля 1976 года был произведен взрыв «A-IV» на той же глубине 1000 м, что и третий взрыв в 1971 году. Его цель состояла в проверке наработки плутония при взрыве. Исследования полости и

донного осадка, проведенные после вскрытия полости, показали, что актиниды располагаются в тонком слое на дне линзы расплава. В процессе остывания полости, заполненной парами соли и испаренными конструкционными материалами заряда, происходит сначала конденсация более тугоплавких металлов, входящих в состав заряда. Эти новообразованные частицы выстилают дно полости, заполненное жидкой солью. Соль застывает и образует линзу, имеющую форму сегмента и включающую тонкий слой концентрата актинидов. При взрыве было наработано около 15 кг Pu-239.

30 сентября 1977 года был произведен взрыв «А-V» на глубине 1500 м. Цель этого взрыва состояла в оценке конвергенции полости на этой глубине, то есть сокращения ее объема под воздействием литостатического давления. Энерговыделение было небольшим (10 кт) и, соответственно, был небольшим объем полости. Она была специально заполнена водой, и по выходу воды из скважины определялась скорость сокращения объема, составлявшая приблизительно 0,2 кубических метров в сутки.

Впоследствии, на основании полученных результатов, рассматривался вопрос об использовании полостей на площадке «Галит» для захоронения радиоактивных отходов, в частности, отходов АЭС России и Казахстана.

6.8. О возможности использования ядерно-взрывных технологий для решения глобальных экологических проблем современной цивилизации

Хотя многие виды ядерных взрывных технологий были достаточно развиты и некоторые из них получили практическое применение, некоторые предложения появились непосредственно перед окончанием ядерных испытаний СССР и не были практически реализованы. В то же время они представляют несомненный интерес, поскольку эти технологии были направлены на решение глобальных проблем ликвидации ОМУ и важных экологических вопросов. Поскольку не исключено, что жизнь востребует эти возможности, мы приведем здесь описание некоторых особенностей этих проектов.

Одна группа вопросов была связана с тем, что в конце 80-х годов реально встала задача уничтожения химического оружия, и это было закреплено в 1993 году в рамках Конвенции по уничтожению химического оружия (ХО), членом которой является Россия. Предполагалось, что основным технологическим способом уничтожения ХО будут заводские технологии, предусматривающие разборку ХБП, детоксикацию ОВ (термическую, химическую) и захоронение отходов процесса уничтожения. Уже тогда были хорошо известны как необходимость крупных средств на реализацию такой программы (около 12 миллиардов долларов для уничтожения ХО США), так и экологические и социальные проблемы, связанные с неприятием ее общественностью. Руководство химических войск было заинтересовано в поиске и исследовании возможностей альтернативных технологий уничтожения ХО, в том числе с использованием ядерных взрывов, и в начале 1990 года начальник химических войск С.В. Петров обратился с таким запросом в Минатом. В период с 1990 по 1992 год был выполнен значительный объем исследований, который показал принципиальную возможность использования ОЯТ в этих целях. Из этих работ следовало, что весь объем ХО СССР мог быть уничтожен при использовании ЯВТ в течение примерно 10 лет и при затратах в 10 раз меньше, чем требовали заводские технологии. Хотя первый демонстрационный эксперимент в этих целях был практически сразу же запланирован руководством Минатома (В.Н. Михайлов) для проведения на Северном испытательном полигоне в 1991 году, провести его не удалось из-за моратория на ядерные испытания. Как известно, сейчас, спустя 12 лет, заводскими технологиями только начато уничтожение первых порций ХО, причем реализация этой программы напрямую зависит от того, будет ли ей действительно оказана масштабная финансовая поддержка со стороны Запада.

Другая группа вопросов была связана с тем, что значительная часть ядерного арсенала СССР

перешла в это время в категорию избыточного оружия. Возник вопрос, что делать с избыточными ядерными материалами, высвобождаемыми при демонтаже ядерных зарядов. Что касается высокообогащенного урана (ВОУ), то было ясно, что этот материал может использоваться для производства низкообогащенного урана (НОУ), необходимого для ядерного топлива. Вопрос о судьбе избыточного оружейного плутония был менее ясен. В мировой практике существуют три подхода к его решению. В рамках первого подхода предполагается его использовать для производства MOX-топлива и применения в АЭС. В рамках второго подхода предполагался процесс иммобилизации плутония за счет его разбавления γ-активными радионуклидами, размещения в стеклообразном расплаве и помещения в хранилище в защитных контейнерах. В рамках третьего подхода плутоний просто предполагается помещать в хранилище, до тех пор пока не будет принято другое решение о его судьбе.

В 2000 году США и Россия определили свои излишки оружейного плутония в 34 тонны для каждого государства. Россия предполагает использовать этот излишний плутоний для производства MOX-топлива (если будут выделены необходимые средства), а США рассматривали оба проекта – проект по производству MOX-топлива и проект по иммобилизации плутония.

Использование ЯВТ для уничтожения всего объема излишков плутония в 34 тонны потребовало бы проведения двух технологических взрывов с общим энерговыделением в 300 кт и затрат в 100 раз меньших, чем необходимые затраты для производства MOX-топлива или заводской иммобилизации плутония. При этом были бы реализованы все преимущества заводского способа иммобилизации с дополнительным выигрышем в разбавлении плутония в стеклообразном расплаве в 1000 раз и существенным дополнительным барьером безопасности по сравнению с хранением в заводских условиях.

Третья группа вопросов была связана с обострением проблемы высокоактивных отходов различных видов, производимых ядерной энергетикой. ЯВТ предполагала, как возможность переработки долгопериодных продуктов деления, актиноидной активности, выделенной при переработке ОЯТ, так и отдельных категорий самого ОЯТ – их разбавление, остекловывание и захоронение вдали от районов жизнедеятельности.

6.8.1.Некоторые особенности ядерно-взрывной технологии для уничтожения химически токсичных материалов

Ядерно-взрывная технология для уничтожения химически токсичных материалов (ХТМ) предполагает термомеханическое разрушение (испарение, плавление) контейнеров с уничтожаемы-

ми веществами, разложение ХТМ при нагружении ударной волной (УВ) ядерного взрыва и переход в нетоксичные вещества, захораниваемые в месте взрыва.

Когда этот вопрос обсуждался со специалистами США в 1992 году, оказалось, что аналогичные подходы для ЯВТ были сформулированы в США в начале 80-х годов по инициативе Министерства Обороны США, и в этих целях был проведен определенный объем предварительных исследований.

Высокие характеристики ЯВТ для уничтожения ХТМ и ее универсальность для широкого круга химических веществ делают эту технологию весьма перспективной для очистки среды обитания от наиболее токсичных химических веществ. При этом существенно подчеркнуть исключительно мирный характер этой технологии, не имеющей никакого отношения к испытаниям ядерного оружия.

Впроцессе ядерного взрыва:

•уничтожаемые материалы подвергаются ударно-волновому нагружению ударной волной ядерного взрыва, распространяющейся по упаковке контейнеров с ХТМ, в процессе которого они сжимаются и нагреваются, разлагаясь в атомарное состояние или на более простые молекулы;

•на следующей стадии происходит разлет продуктов разложения, уменьшение их плотности, перемешивание с конструкционными материалами, а затем с расплавом грунта, и постепенное остывание среды; при этом происходит рекомбинация продуктов разложения в новые соединения в твердой и газообразной фазах, которые должны удовлетворять требованиям экологической безопасности;

•при остывании твердые продукты разложения ХТМ остекловываются в расплаве, а быстрый выход газообразных продуктов удерживается породой и системой защитных сооружений подземного ядерного взрыва;

•на состав продуктов разложения существенное влияние могут оказывать конструкционные материалы, разрушаемые, разлагаемые и захораниваемые вместе с ХТМ, состав породы и наличие специальных химических веществ, используемых для сдвига равно-

весия продуктов рекомбинации.

ЯВТ для уничтожения ХТМ должна обеспечивать выполнение традиционных для подземных ЯВ требований экологической безопасности:

•сейсмической безопасности;

•радиационной безопасности во время ЯВ и непосредственно после него;

•долгосрочной радиационной безопасности продуктов захоронения, а также химической безопасности продуктов разложения ХТМ как во время взрыва, так и в реализованном

ЯВТ захоронении.

Обеспечение сейсмической безопасности ЯВТ определяется соблюдением критериев, выработанных ранее для подземных ядерных испытаний.

Обеспечение радиационной безопасности ЯВТ во время взрыва определяется:

•критериями, выработанными ранее для подземных ЯИ;

•технологическими условиями, ограничивающими уровень газообразных продуктов раз-

ложения ХТМ, действующих на систему защитных сооружений. Обеспечение долгосрочной радиационной безопасности ЯВТ определяется:

•критериями, выработанными ранее для подземных ядерных испытаний (разбавление радиоактивных продуктов взрыва и их фиксация в химически инертном расплаве горных пород: низкие уровни гидропотоков в месте захоронения);

•возможностью дополнительного снижения захораниваемой активности продуктов

взрыва за счет использования промышленных зарядов высокой «чистоты». Обеспечение химической безопасности ЯВТ во время взрыва определяется:

•нетоксичным составом газообразной фазы продуктов рекомбинации уничтоженных ХТМ (за счет выбора уровня нагружения, выбора уничтожаемых ХТМ, использования специальных химических добавок);

•сорбционными свойствами породы;

•общим уменьшением газообразной фазы продуктов разложения. Обеспечение долгосрочной химической безопасности определяется:

•нетоксичным или низкотоксичным составом твердой фазы продуктов разложения ХТМ (за счет выбора уничтожаемых ХТМ, уровней нагружения, использования специальных химических добавок);

•химической инертностью расплава породы, фиксирующего твердую фазу, и низким уровнем гидропотоков;

•сорбционными свойствами породы.

Для обеспечения полной гарантии эффективности ЯВТ в отношении уничтожения ХТМ и безопасности продуктов разложения предполагалось, что каждый вид уничтожаемых ЯВТ ХТМ должен был пройти экспериментальные исследования на лабораторных установках, моделирующих вид и уровень воздействия технологического взрыва. В соответствии с этими исследованиями для каждого вида уничтожаемых ХТМ должна была определяться эффективность уничтожения в зависимости от уровня нагружения.

В этих целях разрабатывались специальные лабораторные установки, на которых исследовалось поведение различных химических веществ в рассматриваемых экстремальных условиях.

Хотя ЯВТ обладает возможностями по уничтожению весьма разнообразных ХТМ (прежде всего, органических соединений), выбор ХТМ для их ликвидации в ЯВТ должен определяться обеспечением экономической эффективности. При наличии гигантских производств химических отходов в мире это условие означает, что:

•ЯВТ перерабатывает отдельные группы особо токсичных материалов, ликвидация которых заводскими способами требует значительных экономических затрат и сопряжена с очень высоким риском;

•поставка уничтожаемых материалов для ЯВТ производится в концентрированном виде, так что их количество не слишком велико для возможностей ЯВТ (удельная эффективность ЯВТ определяется общим количеством уничтожаемых материалов, в которое входят ХТМ, конструкционные материалы, технологические добавки и т.д.);

•уничтожаемые материалы должны перерабатываться ЯВТ, как правило, вместе с кон-

тейнерами, которые их содержат.

Рассматриваемым требованиям отвечают такие ХТМ, как отравляющие вещества, составляющие основу химического оружия. Для гражданских ХТМ все определяется конкретным экономическим эффектом в сравнении с заводскими технологиями и степенью развернутости ЯВТ (при относительной дешевизне ЯВТ и ее высокой производительности, количество технологических взрывов, которые можно ежегодно производить, всегда ограничено).

Предполагалось, что использование ЯВТ для уничтожения химически токсичных материалов должно быть в принципе доступно для различных членов мирового сообщества. Для неядерных государств рассматриваемые работы на основе взаимной договоренности должны были осуществлять ядерные государства или специальный международный орган, обеспечивающий гарантии в области нераспространения ЯО и контролирующий исключительно гражданский характер работ ЯВТ.

Работы по использованию ЯВТ, обеспечение экологической безопасности на стадии подготовки технологического взрыва, его проведения и мониторинг состояния среды после взрыва должны были проводиться под международным контролем.

6.8.2. Ядерно-взрывная технология захоронения высокоактивных отходов атомной энергетики

Проблема обращения с долгоживущими высокоактивными отходами (ВАО) атомной энергетики, производимыми в топливных циклах ядерных реакторов АЭС, представляет собой одну из фундаментальных экологических проблем цивилизации.

ЯВТ для захоронения ВАО разрабатывалась в РФЯЦ-ВНИИЭФ в самом конце 80-х годов и поэтому не была экспериментально реализована. В то же время многие элементы ЯВТ для захоронения ВАО были практически отработаны в ходе проведения подземных ядерных испытаний, где в самом подземном ядерном взрыве (ПЯВ) производится наработка активности, ее разбавление в рас-

плаве горных пород, остекловывание в нем при его остывании (и соответствующем выборе породы) и захоронение.

Отметим, что в основном ядерно-взрывная технология для захоронения ВАО отличается от захоронения активности ПЯВ, прежде всего, по составу и характеру изменения активности со временем.

К настоящему времени развитие ядерной энергетики в мире достигло такого уровня, когда проблема экологической безопасности обращения с радиоактивными отходами АЭС приняла глобальный характер. Стандартный ядерный реактор с электрической мощностью в 1 ГВт производит за год (при среднем коэффициенте использования номинальной нагрузки ~ 75%) ядерной энергии столько же, сколько ее выделяется при ядерном взрыве мощностью 15 Мт. При этом ядерный реактор производит и такое же количество высокоактивных продуктов деления (ПД) ядер, какое производится в соответствующем ядерном взрыве мощностью 15 Мт. Поскольку уровень совокупной мощности мировой ядерной энергетики достиг величины 350 ГВт, то это означает, что ежегодное производство ПД в АЭС эквивалентно их наработке в ядерных взрывах с совокупной мощностью 5250 Мт, что существенно превосходит мощность всего стратегического ядерного арсенала. При этом мощность ядерной энергетики США оценивается в 97 ГВт, а мощность ядерной энергетики России в 20 ГВт и соответственно на их доли приходится 27,5% и 5,7% производства высокоактивных ПД в мире.

В течение некоторого времени после выгрузки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) из реактора оно хранится на АЭС, после чего может поступать или во временное хранилище ОЯТ, как правило, также расположенное на территории АЭС, либо на радиохимическую переработку. Впоследствии ОЯТ, либо некоторые продукты его переработки, должны поступать на долговременное хранение, которое будет экологически безопасным в исторических масштабах времени. К настоящему времени рассматриваются различные проекты решения этой проблемы, однако практически она не решена. Необходимо отметить, что хранение колоссальных количеств радиоактивных отходов на АЭС представляется не слишком удачным промежуточным решением, поскольку АЭС, как правило, размещены в районах активной жизнедеятельности, и аварии с временными хранилищами могут приводить к крупным экологическим катастрофам.

При уровне выдержки ОЯТ или продуктов его переработки в течение 15 лет после его выгрузки абсолютная активность ПД определяется в основном активностью двух пар радионуклидов –

Sr-90 + Y-90 и Cs-137 + Ba-137 с характерными значениями периодов полураспадов T1/2 ≈ 30 лет. Абсолютная величина этой компоненты активности составляет 7 106 Ки на удельную энерговыработку в 1 ГВт электрической мощности в год.

При временах выдержки ОЯТ более 200 лет, абсолютная величина его активности будет определяться актиноидной компонентой (энергетический плутоний, энергетический и Cm-244), про-

изводимой на стартовых изотопах (в основном – U-238) уран-уранового ( Uα235 U1238−α ) ядерного топ-

лива. Абсолютная величина этой компоненты активности (при времени выдержки в 200 лет) составляет 1,1 105 Ки на удельную энерговыработку в 1 ГВт электрической мощности в год (отметим, что эта величина может сильно варьировать в зависимости от типа ядерных реакторов).

Отметим, что в ряде государств производится или предполагается переработка ОЯТ с целью выделения энергетического плутония и возвращение его в топливный цикл АЭС для последующего выжигания в реакторах на тепловых нейтронах (в составе специального уранплутониевого ЯТ) или в реакторах на быстрых нейтронах. Ввиду высокой активности и радиотоксичности энергетического плутония и потенциальных возможностей его использования в ядерном и радиологическом оружии такая программа обращения с ним может вызывать серьезные возражения.

Остается открытым и вопрос с энергетическим америцием, который может составлять существенную долю долговременной актиноидной активности.

При радиохимической переработке ОЯТ могут быть выделены долгоживущие продукты деле-

ния с периодом полураспада T1/2 ≥ 105 лет, в том числе такие радионуклиды как Se-79, Tc-99, Zr-93, Pd-107, Sn-126, I-129, а также Sm-151 с T1/2 = 90 лет, которые могут представлять серьезную эколо-

гическую проблему, несмотря на относительно небольшой (по сравнению с другими компонентами ОЯТ) уровень активности, составляющий 10000 Ки (с Sm-151) и 500 Ки (без Sm-151) на удельную энерговыработку 1 ГВт электрической мощности в год.

Всоответствии с этим, основными типами высокоактивных отходов для ЯВТ рассматривались:

•тепловыделяющие сборки (ТВС) с ОЯТ для реакторов, ОЯТ которых не подвергается радиохимической переработке;

•дефектные ТВС любых типов реакторов;

•отдельные компоненты радиохимической переработки ОЯТ, не утилизируемые далее, в

том числе высокоактивные ПД, актиноиды, долгоживущие ПД.

Возможность создания универсальной технологии, перерабатывающей столь разнообразные виды ВАО, без сомнения, представляет принципиальный научно-технический и практический интерес.

Концепция ЯВТ для захоронения ВАО основана на следующих основных принципах:

•использовании энергии ядерного взрыва для производства магматогенного силикатного расплава и разбавления в нем захораниваемой активности;

•перехода расплава при остывании в стеклообразное химически инертное состояние, подобное по своим свойствам материалам, реализуемым в заводских технологиях остекловывания ВАО, но с существенно меньшим (на порядки) уровнем концентрации активности;

•захоронении переработанных таким способом ВАО на больших глубинах вдали от районов жизнедеятельности;

•практической невозможности использования переработанных ЯВТ материалов для оружейных целей;

•экологической безопасности технологических работ.

ЯВТ может перерабатывать непосредственно ВАО (в том числе ОЯТ), полученное с АЭС и тем самым исключать дорогостоящий и потенциально опасный цикл радиохимической переработки, или перерабатывать не утилизируемые продукты радиохимического разделения ВАО. Конкретный выбор определяется особенностями развития ядерного энергетического цикла потребителя ЯВТ.

Для размещения взрывного технологического устройства и захораниваемых материалов в выбранном горном массиве необходима горизонтальная проходка (штольня) или вертикальная проходка (шахта) с сечением, обеспечивающим возможность транспортировки требуемых материалов. В конце проходки должна быть сделана выработка под камеру, в которой реализуются процессы переработки.

Характерное сечение штольни, обеспечивающее транспортировку большинства видов перерабатываемых материалов, составляет от 10 до 20 квадратных метров. Достаточно разнообразные виды работ с ЯВТ могут проводиться в шахтах с сечением около трех метров. В отдельных видах технологических работ (например, при захоронении элементов ядерных силовых установок) могут потребоваться большие проходные сечения. Глубина заложения выработки под камеру переработки определяется обеспечением требований безопасности технологического взрыва и зависит от конкретных геологических условий и состава грунта.

Перерабатываемые материалы должны размещаться вокруг технологического взрывного устройства, обеспечивая вместе с конструкционными элементами упаковку, уровень нагружения которой при взрыве достаточен для их испарения. Удельная закладка полной массы таких материалов составляет 70 т/кт мощности ЯВ и соответствует массе грунта, испаряемого обычно в подземном ЯВ. Подчеркнем, что величина этой массы определяется всеми конструктивными элементами, необходимыми для размещения перерабатываемых материалов (в том числе, например, массой уничтожаемых защитных контейнеров).

В рассматриваемых условиях камеру ЯВТ с перерабатываемыми материалами можно рассматривать в качестве малого возмущения для процессов плавления грунта, перемешивания веществ, обеспечения экологической безопасности взрыва, так как масса перерабатываемых материалов составляет 10% от массы производимого ЯВ расплава (700 т/кт).

При использовании ЯВТ кратковременная радиационная безопасность взрыва (отсутствие прорыва радиоактивности на поверхность, в том числе, аварийного выхода радиоактивных благородных газов – РБГ) должна обеспечиваться, как и в обычном подземном ЯИ, выбором необходимой геологической структуры места взрыва, глубиной заложения взрывного устройства и системой защитных мер в стволе штольни (шахты). Важное значение при этом может иметь уровень газовости породы (не более нескольких процентов, что реализуется в гранитных породах). Существенно,