Отработанное ядерное топливо энергетических реакторов Начальная стадия послереакторного этапа ЯТЦ одинакова для открытого и закрытого циклов ЯТЦ.

Она включает в себя извлечение ТВЭЛов с отработанным ядерным топливом из реактора, хранение его в пристанционном бассейне («мокрое» хранение в бассейнах выдержки под водой) в течение нескольких лет и затем транспортировка к заводу переработки. В открытом варианте ЯТЦ отработанное топливо помещают в специально оборудованные хранилища («сухое» хранение в среде инертного газа или воздуха в контейнерах или камерах), где выдерживают нескольких десятилетий, затем перерабатывают в форму, предотвращающую хищение радионуклидов и подготавливают к окончательному захоронению.

В закрытом варианте ЯТЦ отработавшее топливо поступает на радиохимический завод, где перерабатывается с целью извлечения делящихся ядерных материалов.

Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) - особый вид радиоактивных материалов – сырьё для радиохимической промышленности.

Облученные тепловыделяющие элементы, извлеченные из реактора после их отработки, обладают значительной накопленной активностью. Различают два вида ОЯТ:

1) ОЯТ промышленных реакторов, которое имеет химическую форму как самого топлива, так и его оболочки, удобную для растворения и последующей переработки;

2) ТВЭЛы энергетических реакторов.

ОЯТ промышленных реакторов перерабатывают в обязательном порядке, тогда как ОЯТ перерабатывают далеко не всегда. Энергетическое ОЯТ относят к высокоактивным отходам, если не подвергают дальнейшей переработке, или к ценному энергетическому сырью, если подвергают переработке. В некоторых странах (США, Швеция, Канада, Испания, Финляндия) ОЯТ полностью относят к радиоактивным отходам (РАО). В Англии, Франции, Японии – к энергетическому сырью. В России часть ОЯТ считается радиоактивными отходами, часть поступает на переработку на радиохимические заводы (146).

Из-за того, что далеко не все страны придерживаются тактики замкнутого ядерного цикла, ОЯТ в мире постоянно увеличивается. Практика стран, придерживающихся замкнутого уранового топливного цикла показала, что частичное замыкание ЯТЦ легководных реакторов убыточно даже при возможном в последующие десятилетия удорожании урана в 3-4 раза. Тем не менее эти страны замыкают ЯТЦ легководных реакторов, покрывая затраты за счет увеличения тарифов на электроэнергию. Наоборот, США и некоторые другие страны отказываются от переработки ОЯТ, имея в виду будущее окончательное захоронение ОЯТ, предпочитая его длительную выдержку, что оказывается дешевле. Тем не менее, ожидается, что к двадцатым годам переработка ОЯТ в мире увеличится.

Извлеченное из активной зоны энергетического реактора ТВС с отработанным ядерным топливом хранят в бассейне выдержки на АЭС в течение 5-10 лет для снижения в них тепловыделения и распада короткоживущих радионуклидов. В 1 кг отработавшего ядерного топлива АЭС в первый день после его выгрузки из реактора содержится от 26 до 180 тыс. Ки радиоактивности. Через год активность 1 кг ОЯТ снижается до 1 тыс. Ки, через 30 лет-до 0,26 тыс. Ки. Через год после выемки, в результате распада короткоживущих радионуклидов активность ОЯТ сокращается в 11 - 12 раз, а через 30 лет - в 140 - 220 раз и дальше медленно уменьшается в течение сотен лет 9 (146).

Если в реактор первоначально загружался природный уран, то в отработавшем топливе остается 0,2 - 0,3% 235U. Повторное обогащение такого урана экономически нецелесообразно, поэтому он остается в виде так называемого отвального урана. Отвальный уран в дальнейшем может быть использован как воспроизводящий материал в реакторах на быстрых нейтронах. При использовании для загрузки ядерных реакторов низкообогащенного урана ОЯТ содержит 1% 235U. Такой уран может быть дообогащен до первоначального содержания его в ядерном топливе, и возвращен в ЯТЦ. Восстановление реактивности ядерного топлива может быть осуществлено добавлением в него других делящихся нуклидов - 239Pu или 233U, т.е. вторичного ядерного топлива. Если к обедненному урану добавляется 239Pu в количестве, эквивалентном обогащению топлива 235U, то реализуется уран-плутониевый топливный цикл. Смешанное уран-плутониевое топливо используется как в реакторах на тепловых, так и на быстрых нейтронах. Уран-плутониевое топливо обеспечивает максимально полное использование урановых ресурсов и расширенное воспроизводство делящегося материала. Для технологии регенерации ядерного топлива чрезвычайно важны характеристики выгружаемого из реактора топлива: химический и радиохимический состав, содержание делящихся материалов, уровень активности. Эти характеристики ядерного топлива определяются мощностью реактора, глубиной выгорания топлива в реакторе, продолжительностью кампании, коэффициентом воспроизводства вторичных делящихся материалов, времени выдержки топлива после выгрузки его из реактора, типом реактора.

Выгруженное из реакторов отработавшее ядерное топливо передается на переработку только после определенной выдержки. Это связано с тем, что среди продуктов деления имеется большое количество короткоживущих радионуклидов, которые определяют большую долю активности выгружаемого из реактора топлива. Поэтому свежевыгруженное топливо выдерживают в специальных хранилищах в течение времени, достаточного для распада основного количества короткоживущих радионуклидов. Это значительно облегчает организацию биологической защиты, снижает радиационное воздействие на химические реагенты и растворители в процессе переработки обработавшего ядерного топлива и уменьшает набор элементов, от которых должны быть очищены основные продукты. Так, после двух-трехлетней выдержки активность облученного топлива определяют долгоживущие продукты деления: Zr, Nb, Sr, Ce и другие РЗЭ, Ru и α-активные трансурановые элементы. 96% ОЯТ – это уран-235 и уран-238, 1% - плутоний, 2-3% - радиоактивные осколки деления.

Время выдержки ОЯТ - 3 года для легководных реакторов, 150 суток для реакторов на быстрых нейтронах (155).

Суммарная активность продуктов деления, содержащихся в 1 т ОЯТ ВВЭР-1000 после трех лет выдержки в бассейне выдержки (ББ), составляет 790000 Ки.

При хранении ОЯТ в пристанционном хранилище, его активность монотонно уменьшается (примерно на порядок за 10 лет). Когда активность упадет до норм, определяющих безопасность транспортировки ОЯТ по железной дороге, его извлекают их хранилища и перемещают либо в долговременное хранилище, либо на завод по переработке топлива. На перерабатывающем заводе сборки ТВЭЛов с помощью погрузочно-разгрузочных механизмов перегружается из контейнеров в заводской буферный бассейн-хранилище. Здесь сборки хранят до тех пор, пока их не направляют на переработку. После выдержки в бассейне в течение срока, выбранного на данном заводе, ТВС выгружают из хранилища и направляют в отделение подготовки топлива к экстракции на операции вскрытия отработавших твэлов.

Переработку облученного ядерного топлива проводят с целью извлечения из него делящихся радионуклидов (прежде всего 233U, 235U и 239Pu), очистки урана от нейтрон поглощающих примесей, выделения нептуния и некоторых других трансурановых элементов, получения изотопов для промышленных, научных или медицинских целей. Под переработкой ядерного топлива понимают переработку ТВЭЛов энергетических, научных или транспортных реакторов, так и переработку бланкетов реакторов-размножителей. Радиохимическая переработка ОЯТ – основная стадия закрытого варианта ЯТЦ, и обязательная стадия наработки оружейного плутония (рис.35).

Переработка делящегося материала, облученного нейтронами в ядерном реакторе топлива осуществляется для решения таких задач, как

Получение урана и плутония для производства нового топлива;

Получение делящихся материалов (урана и плутония) для производства ядерных боеприпасов;

Получение разнообразных радиоизотопов, находящих применение в медицине, промышленности и науке;

Рис. 35. Некотрые этапы переботки отработанного ядерного топлива на ПО Маяк. Все операции проводят с помощью манипуляторов и камерах защищенных 6-слойным свинцовым скеклом (155).

Получение доходов от других стран, которые либо заинтересованы в первом и втором, либо не хотят хранить у себя большие объемы ОЯТ;

Решение экологических проблем, связанных с захоронением РАО.

В России перерабатывается облученный уран реакторов-бридеров и ТВЭЛы реакторов ВВЭР-440, БН и некоторых судовых двигателей; ТВЭЛы основных типов энергетических реакторов ВВЭР-1000, РБМК (любых типов) не перерабатываются и в настоящее время накапливаются в специальных хранилищах.

В настоящее время количество ОЯТ постоянно увеличивается и его регенерация - основная задача радиохимической технологии переработки отработавших ТВЭЛов. В процессе переработки проводится выделение урана и плутония и очистка их от радиоактивных продуктов деления, в том числе от нейтронопоглощающих нуклидов (нейтронных ядов), которые при повторном использовании делящихся материалов могут препятствовать развитию в реакторе цепной ядерной реакции.

Среди радиоактивных продуктов деления содержится большое количество ценных радионуклидов, которые можно использовать в области малой ядерной энергетики (радиоизотопные источники тепла для термогенераторов электроэнергии), а также для изготовления источников ионизирующего излучения. Применение находят трансурановые элементы, получающиеся в результате побочных реакций ядер урана с нейтронами. Радиохимическая технология переработки ОЯТ должна обеспечивать извлечение всех нуклидов, полезных с практической точки зрения или представляющих научный интерес(147 43).

Процесс химической переработки отработавшего топлива связан с решением проблемы изоляции от биосферы большого количества радионуклидов образующихся в результате деления ядер урана. Эта проблема - одна из наиболее серьезных и трудно решаемых проблем развития ядерной энергетики.

Первая стадия радиохимического производства включает подготовку топлива, т.е. в освобождение его от конструкционных деталей сборок и разрушение защитных оболочек ТВЭЛов. Следующая стадия связана с переводом ядерного топлива в ту фазу, из которой будет производиться химическая обработка: в раствор, в расплав, в газовую фазу. Перевод в раствор чаще всего производят растворением в азотной кислоте. При этом уран переходит в шестивалентное состояние и образует ион уранила, UO 2 2+ , а плутоний - частично в шести и в четырехвалентное состояние, PuO 2 2+ и Pu 4+ соответственно. Перевод в газовую фазу связан с образованием летучих галогенидов урана и плутония. После перевода ядерных материалов соответствующую фазу проводят ряд операций, непосредственно связанных с выделением и очисткой ценных компонентов и выдачей каждого из них в форме товарного продукта(рис.36).

Рис.36. Общая схема обращения урана и плутония в замкнутом цикле (156).

Переработка (репроцессинг) ОЯТ заключается в извлечении урана, накопленного плутония и фракций осколочных элементов. В 1 т ОЯТ на момент извлечения из реактора содержится 950-980 кг 235U и 238U, 5,5-9,6 кг Pu, а также небольшое количество α- излучателей (нептуний, америций, кюрий и др.), активность которых может достигать 26 тыс. Ки на 1 кг ОЯТ. Именно эти элементы в ходе замкнутого ЯТЦ необходимо выделить, сконцентрировать, очистить и перевести в необходимую химическую форму.

Технологический процесс переработки ОЯТ включает:

Механическую фрагментацию (рубку) ТВС и ТВЭЛов с целью вскрытия топливного материала;

Растворение;

Очистку растворов балластных примесей;

Экстракционное выделение и очистку урана, плутония и других товарных нуклидов;

Выделение диоксида плутония, диоксида нептуния, гексагидрата нитрата уранила и закиси-окиси урана;

Переработку растворов, содержащих другие радионуклиды, и их выделение.

В основе технологии выделения урана и плутония, их разделения и очистки от продуктов деления лежит процесс экстракции урана и плутония трибутилфосфатом. Он осуществляется на многоступенчатых экстракторах непрерывного действия. В результате уран и плутоний очищаются от продуктов деления в миллионы раз. Переработка ОЯТ связана с образованием небольшого объема твердых и газообразных РАО активностью около 0,22 Ки/год (предельно допустимый выброс 0,9 Ки/год) и большим количеством жидких радиоактивных отходов.

Все конструкционные материалы ТВЕЛов отличаются химической стойкостью, и растворение их представляет серьезную проблему. Кроме делящихся материалов, ТВЭЛы содержат различные накопители и покрытия, состоящие из нержавеющей стали, циркония, молибдена, кремния, графита, хрома и др. При растворении ядерного топлива эти вещества не растворяются в азотной кислоте и создают в полученном растворе большое количество взвесей и коллоидов.

Перечисленные особенности ТВЭЛов обусловили необходимость разработки новых методов вскрытия или растворения оболочек, а также осветления растворов ядерного топлива перед экстракционной переработкой.

Глубина выгорания топлива реакторов для получения плутония существенно отличается от глубины выгорания топлива энергетических реакторов. Поэтому на переработку поступает материалы с гораздо более высоким содержанием радиоактивных осколочных элементов и плутония на 1 т U. Это приводит к повышению требований к процессам очистки получаемых продуктов и к обеспечению ядерной безопасности в процессе переработки. Трудности возникают из-за необходимости переработки и захоронения большого количества жидких высокоактивных отходов.

Далее проводят выделение, разделение и очистку урана, плутония и нептуния тремя экстракционными циклами. В первом цикле осуществляют совместную очистку урана и плутония от основной массы продуктов деления, а затем проводят разделение урана и плутония. На втором и третьем циклах уран и плутоний подвергают дальнейшей раздельной очистке и концентрированию. Полученные продукты - уранилнитрат и нитрат плутония - помещают в буферные ёмкости до передачи их в конверсионные установки. В раствор нитрата плутония добавляют щавелевую кислоту, образующуюся суспензию оксалата фильтруют, осадок кальцинируют.

Порошкообразную окись плутония просеивают через сито и помещают в контейнеры. В таком виде плутоний хранят до того, как он поступит на завод по изготовлению новых ТВЭЛов.

Отделение материала оболочки ТВЭЛов от топливной оболочки - одна из наиболее сложных задач процесса регенерации ядерного топлива. Существующие методы можно разделить на две группы: методы вскрытия с разделением материалов оболочки и сердечника ТВЭЛов и методы вскрытия без отделения материалов оболочки от материала сердечника. Первая группа предусматривает снятие оболочки ТВЭЛов и удаление конструкционных материалов до растворения ядерного топлива. Водно-химические методы заключаются в растворении материалов оболочки в растворителях, не затрагивающих материалы сердечника.

Использование этих методов характерно для переработки ТВЭЛов из металлического урана в оболочках из алюминия или магния и его сплавов. Алюминий легко растворяется в едком натре или азотной кислоте, а магний - в разбавленных растворах серной кислоты при нагревании. После растворения оболочки сердечник растворяют в азотной кислоте.

Однако ТВЭЛы современных энергетических реакторов имеют оболочки из коррозионностойких, труднорастворимых материалов: циркония, сплавов циркония с оловом (циркалой) или с ниобием, нержавеющей стали. Селективное растворение этих материалов возможно только в сильно агрессивных средах. Цирконий растворяют в плавиковой кислоте, в смесях её со щавелевой или азотной кислотами или растворе NH4F. Оболочку из нержавеющей стали - в кипящей 4-6 М H 2 SO 4 . Основной недостаток химического способа снятия оболочек - образование большого количества сильно засолённых жидких радиоактивных отходов.

Чтобы уменьшить объем отходов от разрушения оболочек и получить эти отходы сразу в твёрдом состоянии, более пригодном для длительного хранения, разрабатывают процессы разрушения оболочек под воздействием неводных реагентов при повышенной температуре (пирохимические методы). Оболочку из циркония снимают безводным хлористым водородом в псевдоожиженном слое Аl 2 О 3 при 350-800 о С. Цирконий превращается при этом в летучий ZrC l4 и отделяется от материала сердечника сублимацией, а затем гидролизуется, образуя твердую двуокись циркония. Пирометаллургические методы основаны на прямом оплавлении оболочек или растворения их в расплавах других металлов. Эти методы используют различие в температурах плавления материалов оболочки и сердечника или различие их растворимости в других расплавленных металлах или солях.

Механические методы снятия оболочек включают несколько стадий. Сначала отрезают концевые детали тепловыделяющей сборки и разбирают ее на пучки ТВЭЛов и на отдельные ТВЭЛы. Затем механически снимают оболочки отдельно с каждого ТВЭЛа.

Вскрытие ТВЭЛов может проводиться без отделения материалов оболочки от материала сердечника.

При реализации водно-химических методов оболочку и сердечник растворяют в одном и том же растворителе с получением общего раствора. Совместное растворение целесообразно при переработке топлива с высоким содержанием ценных компонентов (235U и Pu) или когда на одном заводе перерабатывают разные виды ТВЭЛов, различающихся размером и конфигурацией. В случае пирохимических методов ТВЭЛ обрабатывают газообразными реагентами, которые разрушают не только оболочку, но и сердечник.

Удачной альтернативой методам вскрытия с одновременным удалением оболочки и методам совместного разрушения оболочки и сердечников оказался метод «рубка-выщелачивание». Метод пригоден для переработки ТВЭЛов в оболочках, нерастворимых в азотной кислоте. Сборки ТВЭЛов разрезают на мелкие куски, обнаружившийся сердечник ТВЭЛа становится доступным действию химических реагентов и растворяется в азотной кислоте. Нерастворившиеся оболочки отмывают от остатков задержавшегося в них раствора и удаляют в виде скрапа. Рубка ТВЭЛов имеет определенные преимущества. Образующиеся отходы - остатки оболочек - находятся в твердом состоянии, т.е. не происходит образования жидких радиоактивных отходов, как при химическом растворении оболочки; не происходит и значительных потерь ценных компонентов, как при механическом снятии оболочек, так как отрезки оболочек могут быть отмыты с большой степенью полноты; конструкция разделочных машин упрощается в сравнении с конструкцией машин для механического снятия оболочек. Недостаток метода рубки-выщелачивания - сложность оборудования для рубки ТВЭЛов и необходимость его дистанционного обслуживания. В настоящее время исследуют возможность замены механических способов рубки на электролитический и лазерный методы.

В отработанных ТВЭЛах энергетических реакторов высокой и средней глубины выгорания накапливается большое количество газообразных радиоактивных продуктов, которые представляют серьезную биологическую опасность: тритий, иод и криптон. В процессе растворения ядерного топлива они в основном выделяются и уходят с газовыми потоками, но частично остаются в растворе, а затем распределяются в большом количестве продуктов по всей цепочки переработки. Особенно опасен тритий, образующий тритированную воду НТО, которую затем трудно отделить от обычной воды Н2О. Поэтому на стадии подготовки топлива к растворению вводят дополнительные операции, позволяющие освободить топливо от основной массы радиоактивных газов, сосредоточив их в небольших объемах сбросных продуктов. Куски оксидного топлива подвергают окислительной обработке кислородом при температуре 450-470 о С. При перестройке структуры решетки топлива в связи с переходом UO 2 -U 3 O 8 происходит выделение газообразных продуктов деления - тритий,йод, благородных газов. Разрыхление топливного материала при выделении газообразных продуктов, а также при переходе диоксида урана в закись-окись способствует ускорению последующего растворения материалов в азотной кислоте.

Выбор метода переведения ядерного топлива в раствор зависит от химической формы топлива, способа предварительной подготовки топлива, необходимости обеспечения определенной производительности. Металлический уран растворяют в 8-11М HNO 3 , а диоксид урана - в 6-8М HNO 3 при температуре 80-100 о С.

Разрушение топливной композиции при растворении приводит к освобождению всех радиоактивных продуктов деления. При этом газообразные продукты деления попадают в систему сброса отходящих газов. Перед выбросом в атмосферу сбросные газы очищают.

Выделение и очистка целевых продуктов

Уран и плутоний, разделенные после первого цикла экстракции, подвергают дальнейшей очистке от продуктов деления, нептуния и друг от друга до уровня, отвечающего техническим условиям ЯТЦ и затем превращают в товарную форму.

Наилучших результатов по дальнейшей очистке урана достигают комбинированием разных методов, например экстракции и ионного обмена. Однако в промышленном масштабе экономичнее и технически проще использовать повторение циклов экстракции с одним и тем же растворителем - трибутилфосфатом.

Число циклов экстракции и глубина очистки урана определяются типом и выгоранием ядерного топлива, поступающего на переработку, и задачей отделения нептуния. Для удовлетворения технических условий по содержанию примесных α-излучателей в уране общий коэффициент очистки от нептуния должен быть ≥500. Уран после сорбционной очистки реэкстрагируют в водный раствор, который анализируют на чистоту, содержание урана и степень обогащения по 235U.

Завершающая стадия аффинажа урана предназначена для перевода его в оксиды урана - либо осаждением в виде перекиси уранила, оксалата уранила, уранилкарбоната аммония или ураната аммония с последующим их прокаливанием, либо прямым термическим разложением гексагидрата уранилнитрата.

Плутоний после отделения от основной массы урана подвергают дальнейшей очистке от продуктов деления, урана и других актиноидов до собственного фона по γ- и β-активности. В качестве конечного продукта на заводах стремятся получать диоксид плутония, а в дальнейшем в комплексе с химической переработкой осуществлять и производство ТВЭЛов, что позволяет избежать дорогостоящих перевозок плутония, требующих особых предосторожностей особенно при перевозке растворов нитрата плутония. Все стадии технологического процесса очистки и концентрирования плутония требуют особой надежности систем обеспечения ядерной безопасности, а также защиты персонала и предотвращения возможности загрязнения окружающей среды ввиду токсичности плутония и высокого уровня α-излучения. При разработке оборудования учитывают все факторы, которые могут вызвать возникновение критичности: массу делящегося материала, гомогенность, геометрию, отражение нейтронов, замедление и поглощение нейтронов, а также концентрацию делящегося вещества в данном процессе и др. Минимальная критическая масса водного раствора нитрата плутония равна 510 г (при наличии водяного отражателя). Ядерная безопасность при осуществлении операций в плутониевой ветви обеспечивается специальной геометрией аппаратов (их диаметр и объем) и ограничением концентрации плутония в растворе, которая постоянно контролируется в определенных точках непрерывного процесса.

Технология окончательной очистки и концентрирования плутония основывается на проведении последовательных циклов экстракции или ионного обмена и дополнительной аффинажной операции осаждения плутония с последующим термическим превращением его в двуокись.

Диоксид плутония поступает в установку кондиционирования, где её подвергают прокаливанию, дроблению, просеиванию, комплектованию партий и упаковке.

Для изготовления смешанного уран-плутониевого топлива целесообразен метод химического соосаждения урана и плутония, позволяющий достичь полной гомогенности топлива. Такой процесс не требует разделения урана и плутония при переработке отработавшего топлива. В этом случае смешанные растворы получают при частичном разделении урана и плутония вытеснительной реэкстракций. Таким способом можно получать (U, Pu)O2 для легководных ядерных реакторов на тепловых нейтронах с содержанием PuO2 3%, а также для реакторов на быстрых нейтронах с содержанием PuO2 20%.

Дискуссия о целесообразности регенерации отработавшего топлива носит не только научно-технический и экономический, но и политический характер, так как развертывание строительства заводов регенерации представляет потенциальную угрозу распространения ядерного оружия. Центральная проблема - обеспечение полной безопасности производства, т.е. обеспечение гарантий контролируемого использования плутония и экологической безопасности. Поэтому сейчас создаются эффективные системы контроля технологического процесса химической переработки ядерного топлива, обеспечивающие возможность определения количества делящихся материалов на любой стадии процесса. Обеспечению гарантий нераспространения ядерного оружия служат так же предложения так называемых альтернативных технологических процессов, например CIVEX-процесс, в котором плутоний ни на одной из стадий процесса не отделяется полностью от урана и продуктов деления, что значительно затрудняет возможность его использования во взрывных устройствах.

Civex - воспроизводство ядерного топлива без выделения плутония.

Для повышения экологичности переработки ОЯТ разрабатываются неводные технологические процессы, в основе которых лежат различия летучести компонентов перерабатываемой системы. Преимущества неводных процессов заключаются в их компактности, в отсутствии сильных разбавлений и образовании больших объемов жидких радиоактивных отходов, в меньшем влиянии процессов радиационного разложения. Образующиеся отходы находятся в твердой фазе и занимают значительно меньший объем.

В настоящее время прорабатывается вариант организации АЭС, при котором на станции строятся не одинаковые блоки (например, три однотипных блока на тепловых нейтронах), а разнотипные (например, два тепловых и один быстрый реактор). Сначала обогащенное по 235U топливо сжигается на тепловом реакторе (с образованием плутония), затем ОТЯ топливо перемещается в быстрый реактор, в котором за счет возникшего плутония перерабатывается 238U. После окончания цикла использования, ОЯТ подается на радиохимический завод, который расположен прямо на территории АЭС. Завод не занимается полной переработкой топлива - он ограничивается выделением из ОЯТ только урана и плутония (путем отгонки шестифтористых фторидовэтих элементов). Выделенные уран и плутоний поступают на изготовление нового смешанного топлива, а оставшееся ОЯТ идёт или на завод по выделению полезных радионуклидов, или на захоронение.

Вывоз, переработка и утилизация отходов с 1 по 5 класс опасности

Работаем со всеми регионами России. Действующая лицензия. Полный комплект закрывающих документов. Индивидуальный подход к клиенту и гибкая ценовая политика.

С помощью данной формы вы можете оставить заявку на оказание услуг, запросить коммерческое предложение или получить бесплатную консультацию наших специалистов.

В 20 веке безостановочный поиск идеального источника энергии, казалось бы завершился. Этим источником стали ядра атомов и реакции, происходящие в них - во всем мире началась активная разработка ядерного оружия и строительство атомных электростанций.

Но планета быстро столкнулась с проблемой – переработки и уничтожения ядерных отходов. Энергия атомных реакторов несет в себе массу опасностей, так же как и отходы данной отрасли. До сих пор тщательно проработанной технологии переработки не существует, в то время как сама сфера активно развивается. Поэтому безопасность зависит в первую очередь от правильной утилизации.

Определение

Ядерные отходы содержат в себе радиоактивные изотопы определенных химических элементов. В России, согласно определению, данному в ФЗ №170 «Об использовании атомной энергии» (от 21 ноября 1995 года), дальнейшее использование таких отходов не предусматривается.

Главная опасность материалов заключается в излучении гигантских доз радиации, губительно действующей на живой организм. Последствиями радиоактивного воздействия становятся генетические нарушения, лучевая болезнь и смерть.

Карта классификаций

Основным источником ядерных материалов в России являются сфера атомной энергетики и военные разработки. Все отходы ядерного производства имеют три степени радиации, знакомые многим еще из курса физики:

• Альфа - излучающие.
• Бета - излучающие.
• Гамма - излучающие.

Первые считаются самыми безобидными, так как дают неопасный уровень радиации, в отличие от двух других. Правда, это не мешает им входить в класс наиболее опасных отходов.


В целом, карта классификаций ядерных отходов в России делит их на три вида:

1. Твердый ядерный мусор. К нему относится огромное количество материалов технического обслуживания в сферах энергетики, одежда персонала, мусор, скапливающийся в ходе работы. Такие отходы сжигают в печах, после чего пепел смешивается со специальной цементной смесью. Ее заливают в бочки, запаивают и отправляют в хранилище. Захоронение подробно описано ниже.
2. Жидкие. Процесс работы атомных реакторов невозможен без использования технологических растворов. Кроме того, сюда относится вода, которую применяют для обработки спец костюмов и мытья работников. Жидкости тщательно выпаривают, а дальше происходит захоронение. Жидкие отходы нередко перерабатываются и используются в качестве топлива для атомных реакторов.
3. Элементы конструкции реакторов, транспорта и средств технического контроля на предприятии составляют отдельную группу. Их утилизация - самая дорогостоящая. На сегодняшний день существует два выхода: установка саркофага или демонтаж с его частичной дезактивацией и дальнейшее отправление в хранилище на захоронение.

Карта ядерных отходов в России также определяет низкоактивные и высокоактивные:

• Низкоактивные отходы — возникают в процессе деятельности лечебных учреждений, институтов и исследовательских центров. Здесь радиоактивные вещества применяются для проведения химических тестов. Уровень радиации, излучаемой этими материалами, очень низок. Правильная утилизация позволяет превратить опасный мусор в обычный приблизительно за несколько недель, после чего его можно уничтожить как обычные отходы.
• Высокоактивные отходы - это отработанное топливо реакторов и материалы, применяемые в военной промышленности для разработки ядерного оружия. Топливо на станциях представляет собой специальные стержни с радиоактивным веществом. Реактор функционирует примерно 12 — 18 месяцев, после чего топливо необходимо менять. Объем отходов при этом просто колоссальный. И эта цифра растет во всех странах, развивающих сферу атомной энергетики. Утилизация высокоактивных отходов должна учитывать все нюансы, чтобы избежать катастрофы для окружающей среды и человека.

Переработка и утилизация

На данный момент существует несколько методов утилизации ядерных отходов. Все они имеют свои преимущества и недочеты, но как ни крути, не позволяют полностью избавиться от опасности радиоактивного воздействия.

Захоронение

Захоронение отходов - наиболее перспективный метод утилизации, который особенно активно применяется в России. Сначала происходит процесс витрификации или «остекловывания» отходов. Отработавшее вещество кальцинируют, после чего в смесь добавляется кварц, и такое «жидкое стекло» вливается в специальные цилиндрические формы из стали. Полученный стеклянный материал устойчив к воздействию воды, что уменьшает возможность попадания радиоактивных элементов в среду.

Готовые цилиндры заваривают и тщательно моют, избавляясь от малейшего загрязнения. Далее они отправляются в хранилище на очень длительное время. Хранилище устраивают на геологических устойчивых территориях, чтобы хранилище не было повреждено.

Геологическое захоронение осуществляют на глубине более 300 метров таким образом, чтобы в течение долгого времени отходы не нуждались в дальнейшем обслуживании.

Сжигание

Часть ядерных материалов, как уже говорилось выше, представляет собой непосредственные результаты производства, а своего рода побочный мусор в сфере энергетики. Это материалы, в ходе производства подвергшиеся облучению: макулатура, дерево, одежда, бытовой мусор.

Все это сжигается в специально спроектированных печах, позволяющих минимизировать уровень токсичных веществ в атмосферу. Пепел, среди прочих отходов, подвергается цементированию.

Цементирование

Захоронение (один из способов) ядерных отходов в России путем цементирования – одна из самых распространенных практик. Суть заключается в помещении облученных материалов и радиоактивных элементов в специальные контейнеры, которые затем заливают специальным раствором. В состав такого раствора входит целый коктейль из химических элементов.

В результате он практически не подвергается воздействию внешней среды, что позволяет достичь практически неограниченного срока. Но стоит сделать оговорку, что подобное захоронение возможно только для утилизации отходов среднего уровня опасности.

Уплотнение

Давняя и достаточно надежная практика, нацеленная на захоронение и уменьшение объема отходов. Она не применяется для переработки основных топливных материалов, но позволяет обработать другие отходы низкого уровня опасности. В данной технологии применяются гидравлические и пневматические прессы с низкой силой давления.

Повторное применение

Использование радиоактивного материала в области энергетики происходит не в полной мере – в силу специфики активности данных веществ. Отработавшие свое, отходы все еще остаются потенциальным источником энергии для реакторов.

В современном мире и тем более в России ситуация с энергетическими ресурсами довольно серьезная, и потому вторичное использование ядерных материалов в качестве топлива для реакторов уже не кажется невероятным.

Сегодня существуют методы, позволяющие применять отработавшее сырье для применения в сферах энергетики. Радиоизотопы, содержащиеся в отходах, используют для обработки пищевых продуктов и в качестве «батарейки» для работы термоэлектрических реакторов.

Но пока технология еще находится в развитии, и идеального метода переработки не найдено. Тем не менее, переработка и уничтожение ядерных отходов позволяет частично разрешить вопрос с подобным мусором, используя его в качестве топлива для реакторов.

К сожалению в России подобный метод избавления от ядерного мусора практически не развивается.

Объемы

В России во всем мире объемы ядерных отходов, отправляющихся на захоронение, составляют десятки тысяч кубометров ежегодно. Каждый год европейские хранилища принимают около 45 тысяч кубометров отходов, а в США такой объем поглощает лишь один полигон в штате Невада.

Ядерные отходы и работы связанные с ними за рубежом и в России – это деятельность специализированных предприятий, снабженных качественной техникой и оборудованием. На предприятиях отходы подвергаются различным способам обработки, описанным выше. В результате удается уменьшить объем, снизить уровень опасности и даже использовать некоторый мусор в сфере энергетики как топливо для атомных реакторов.

Мирный атом давно доказал, что все не так просто. Область энергетики развивается, и будет развиваться. То же можно сказать и о военной сфере. Но если на выброс других отходов мы иногда закрываем глаза, неправильно утилизированные ядерный мусор может стать причиной тотальной катастрофы для всего человечества. Поэтому этот вопрос требует скорейшего решения, пока не поздно.

Экология потребления.Наука и техника: Отработанное ядерное топливо - это и весьма опасный отход с крайне недешевой утилизацией, и одновременно источник многих уникальных элементов и изотопов, стоящих весьма немалые деньги.

Кажется довольно интересным разобраться с экономикой отработанного ядерного топлива (ОЯТ). На Земле мало вещей с такой сложной экономической двойственностью: ОЯТ это и весьма опасный отход с крайне недешевой утилизацией, и одновременно источник многих уникальных элементов и изотопов, стоящих весьма немалые деньги.

Эта двойственность порождает сложный выбор о дальнейшей судьбе ОЯТ - вот уже много десятилетий подавляющее большинство стран, обладающих атомной энергетикой не могут определится, необходимо ли захоранивать ОЯТ или перерабатывать.

В этом тексте я по возможности аккуратно попытаюсь посчитать расходную и доходную часть экономики ОЯТ.

Использованные термины и сокращения:

Делящиеся материалы (ДМ) - собственно ядерное топливо, поддерживающее цепную реакцию деления (Pu239, U235, Pu241, U233). То, что называется топливом, на самом деле, кроме ДМ обычно содержит и другие материалы - кислород, уран 238 и продукты деления

Продукты деления - осколочные элементы, образующиеся из ДМ в результате реакции деления. Обычно радиоактивные изотопы от 70 до 140 номера таблицы Менделеева.

PWR/ВВЭР - самый распространенный в мире тип ядерных реакторов, с водой под давлением (не кипящей) в первом контуре, с тепловым нейтронным спектром.

БН - другой тип реакторов, с быстрым нейтронным спектром и натрием в качестве теплоносителя.

ЗЯТЦ - замыкание ядерного топливного цикла, перспективный метод расширения топливной базы ядерной энергетики. Подразумевает использование реакторов БН или БРЕСТ.

БРЕСТ - еще один тип реакторов, с быстрым нейтронным спектром и свинцовым теплоносителем, теоретически являющийся более безопасным, чем БН. Ни один подобный реактор пока не построен.

Дебит

Расходы на ОЯТ начинаются у оператора АЭС, когда оно покидает приреакторный бассейн выдержки и отправляется либо в сухое, либо в мокрое хранилище. Удобно здесь и далее все расходы пересчитывать в удельные затраты на килограмм тяжелых металлов ОЯТ, так вот в случае отправки в сухое хранилище такие расходы составляют от 130 до 300 долларов на кг ОЯТ и определяются в основном стоимостью контейнеров хранения либо здания, в котором размещается ОЯТ. Из этой суммы от 5 до 30 долларов приходится на транспортные операции.

Эти суммы, на самом деле, ничтожны. Килограмм ОЯТ, когда еще был топливом, выработал (если взять PWR/ВВЭР) от 400 до 500 МВт*ч электроэнергии, стоимостью где-то 16...50 тысяч долларов, т.е. перемещение в промежуточное хранение не стоит и 1% доходов от производства атомной электроэнергии.

Впрочем, промежуточное хранение на то и промежуточное, что у него должно быть какое-то продолжение. Это может быть либо прямое захоронение ОЯТ в неизменном виде, либо переработка.

Ниже табличка, которая показывает сокращение потребности в природном уране за счет использования делящихся материалов из переработанного топлива.

А теперь посмотрим, нет ли еще чего полезного в ОЯТ, что могло бы улучшить экономику переработки в целом. Тут необходимо вспомнить, что продукты деления урана и плутония - это примерно 70 изотопов 25 элементов. Некоторые нуклиды - стабильные и радиоактивные, в принципе, представляют коммерческий интерес.

Палладий . На каждую тонну продуктов деления приходится примерно 5% палладия сложного изотопного состава. Т.е. из каждой тонны ОЯТ БН, содержащей 100 килограмм продуктов деления, можно будет извлечь около 5 килограмм палладия, из тонны ОЯТ ВВЭР - 800 грамм. К сожалению, палладий будет радиоактивен из-за изотопа Pd-107 (его примерно 14% из всех изотопов палладия в ОЯТ), который имеет период полураспада 6,5 млн лет, т.е. дождаться его распада не получится. Удельная активность извлеченного из ОЯТ палладия будет около 1,2 МБк/г - это довольно много, НРБ-99 устанавливает предел безопасного годового поступления палладия такой активности в 1,45 грамма в год.

Теоретически, если этот радиоактивный палладий найдет применение (в каких-нибудь промышленных катализаторах, скажем) и цена его будет равна цене природного (~30000 долларов за кг!), то добытый из ОЯТ палладий будет восполнять 1-2% стоимости переработки ОЯТ.

Родий . Другой металл платиновой группы. Из тонны ОЯТ БН можно будет извлечь 1,2 кг родия, а из тонны ОЯТ ВВЭР - порядка 500 грамм. Самый долгоживущий радиоактивный изотоп Rh-102 с периодом полураспада 3,74 года, Где-то за 50 лет выдержки радиоактивность родия упадет до значений, после которых его можно считать не радиоактивным. Стоимость родия примерно такая же (сейчас даже больше), чем у палладия, соответственно добытый из ОЯТ родий будет восполнять 0,3-0,5% стоимости переработки.

Рутений . Кроме печально известного Ru-106 среди продуктов деления есть и стабильные изотопы этого элемента. Рутения по массе в ОЯТ примерно на 25% больше, чем палладия, а не радиоактивным (после распада основного количества Ru-106) он становится примерно за 40 лет выдержки. К сожалению, стоимость рутения в 6 раз ниже, чем палладия, поэтому он так же добавляет при продаже всего 0,2-0,4% от стоимости переработки ОЯТ.

Серебро . Среди осколков деления его доля приблизительно 0,8%. Т.е. из этой тонны осколков его будет около 8 кг. Имеет два относительно долгоживущих радиоактивных изотопа. Ag-110m с периодом полураспада 250 суток и Ag-108m c периодом полураспада 418 лет. Второй изотоп образуется со сравнительно малым выходом. Остаточная активность после 30 лет выдержки будет 2,9 мкКи/г, несколько повыше радиоактивности природного урана, но соизмеримо. Пригодно для технического применения, однако из-за относительно низкой стоимости вряд ли экономически оправдано.

Ксенон . Это самый распространенный из осколков урана или плутония - только стабильные изотопы составляют около 12% массы продуктов деления. Не смотря на его низкую, на фоне палладия или рутения, стоимость (~50 долларов за кг) тот факт, что ксенон - это благородный газ делает его интересным. При любой переработке ОЯТ ксенон выделяется в газообразном виде, поэтому никакой специальной радиохимии для его получения не нужно, что резко снижает себестоимость. Есть, правда, одна проблема - хотя среди изотопов ксенона нет долгоживущих (подарок природы!), его всегда сопровождает криптон, изотоп Kr-85 которого является долгоживущим радиоактивным элементом.
Тем не менее криогенная ректификация может помочь получить чистый ксенон, который находит сегодня все больше применения в ионных двигателях космических аппаратов, в наркозе и т.п. Не смотря на это, мне не удалось найти следов практики сохранения ксенона при переработке ОЯТ - обычно его просто сбрасывают в атмосферу.

Технически есть еще несколько элементов, которые в будущем могут представлять интерес для извлечения из ОЯТ - например теллур. Однако текущая стоимость этих материалов, как и в случае серебра не оправдывает их добычи из ОЯТ.

Получается следующая градация действий - дешевле всего “промежуточно” хранить, однако этот процесс рискует затянуться (как это происходит в США, где национальное захоронение ОЯТ обсуждается уже 40 лет) и стать существенным фактором в общей цене жизненного цикла ядерного топлива. Наилучшим мгновенным решением в плане стоимости является как можно более быстрое захоронение ОЯТ в глубокой геологии. Ну а если есть надежда на развитие атомной энергетики в сторону ЗЯТЦ - то необходимо развивать переработку ядерного топлива.

Кстати, посмотрите классный ролик про создание и испытания бетонной пробки для туннелей финского захоронения Онкало.

Интересное видео прилетело от студии “Сибирский ГХК”. ГХК - это “Горно-Химический Комбинат” под Красноярском, когда-то бывший центром по наработке оружейного плутония, а теперь специализирующийся на хранении и переработке ОЯТ.

Напомню, переработка ОЯТ - это одна из трех главных технологий замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ): (1)трансмутации/сжигания в реакторе, (2)экстракции новых делящихся материалов в процессе переработки ОЯТ, и (3)фабрикация нового топлива для пункта #1 (как раз и получаем цикл). Кстати, если вам это совсем не понятно, советую прочесть мой , где я попытался объяснить это максимально подробно.

Так вот, в ГХК с 2009 года строится комплекс сооружений:

Два корпуса сухого централизованного хранилища ОЯТ РБМК. Это просто хранилище с пеналами ОЯТ РБМК, которые медленно остывают, и будут так делать еще десятилетия. Его задача разгрузить пристанционные хранилища РБМК, которые скоро начнут выводить из эксплуатации. Перерабатывать это ОЯТ не будут - в нем слишком мало остаточное содержание делящихся материалов. Два корпуса позволяют разместить 18000 тонн ОЯТ РБМК.




Один корпус сухого хранилища ОЯТ ВВЭР-1000 и комплекс перегрузки из мокрого хранилища ВВЭР-1000. Напомню, что при развитии ВВЭР-1000 сразу было решено строить централизованное, а не пристанционные хранилища ОЯТ, и оно было введено в 1985 году на ГХК. Там стоит 8000 тонн ОЯТ ВВЭР-1000, и хранилище близко к заполнению. Теперь сухое (более дешевое) хранилище дополнит первое




Опытно-демонстрационный центр по переработке ОЯТ ВВЭР-1000. Его производительность будет 250 тонн в год, что примерно равно годовой выгрузке всех ВВЭР-1000/1200 в 2020 году (сейчас меньше).

Именно это строительство и показано на видео

Озвучена цена в 75 +30-35 млрд рублей=110-115 млрд, что довольно интересно. Известно, что сухие хранилища ОЯТ РБМК обошлись в 40 миллиардов, если положить на сухое хранилище ОЯТ ВВЭР-1000 с узлом перегрузки еще 30, то получаем стоимость ОДЦ 40+ миллиардов рублей, что, конечно, недешево.

Опытно-демонстрационный центр по переработке ОЯТ ВВЭР-1000 интересен тем, что здесь будет использоваться технология без сбросов жидких радиоактивных отходов (основная их масса образуется при растворении оболочек твэлов - в французском Ла-Аг, эти ЖРО сбрасывают в океан, например), а количество твердых радиоактивных отходов (это продукты деления и активации конструкции) по объему составляет ¼ от объема занимаемого перерабатываемой ТВС в контейнере, т.е. нужно в итоге в 4 раза меньше объемов окончательного захоронения. Тут есть еще тонкости со временем хранения - которое для ТВС определяется минорными актиноидами и технецием-99 - если в ходе переработки ОЯТ их извлечь и трансмутировать в в специальном реакторе во что-то более короткоживущее, то мы получим вместо сотен тысяч лет хранения ОЯТ сотни лет хранения радиоактивного мусора, оставшегося после переработки - сокращение почти в тысячу раз.

Росэнергоатом очень заинтересован в строительстве этого комплекса - с 27 года на него лягут все расходы на хранение ОЯТ, и без сухих хранилищ и переработки концерну придется туго.

ОДЦ в ГХК так же поучаствует в замыкании ядерного топливого цикла - плутоний ОЯТ ВВЭР-1000, в объеме примерно 2,5 тонны в год будет поступать на изготовления свежего топлива для БН-800 (если разрыв по соглашению СУОП устоит) или БН-1200 (если его построят).

В принципе, дальний план концерна Росэнергоатом - построить 3-6 БН-1200, и все ОЯТ ВВЭР перерабатывать таким образом, получая топливо для БН, а ОЯТ БН-1200, в свою очередь перерабатывать в МОКС топливо для ВВЭР. В итоге получается, что нового ОЯТ на хранение не образуется, а кроме того экономится 15-20% природного урана. Для этого благолепия, правда, надо построить еще более крупный завод по переработке ОЯТ, скажем на 1000 тонн в год (именно столько сейчас у крупнейшего в мире завода Areva в Ла-Аг) - это тоже в планах, впрочем я тут упрощаю - вариантов развития очень много и технологических звеньев тоже заметно больше.

Более подробно планы Росатома можно увидеть на этих трех слайдах:

МОСКВА, 21 июн — РИА Новости. Предприятие госкорпорации "Росатом" "Производственное объединение "Маяк" (Озерск, Челябинская область) планирует к 2020 году стать первым в мире предприятием, овладевшим технологиями переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) любого типа, сообщил РИА Новости на форуме "Атомэкспо-2017" заместитель генерального директора "Маяка" по стратегическому развитию Дмитрий Колупаев.

Организатор "Атомэкспо-2017" — госкорпорация "Росатом". Генеральный информационный партнер форума — агентство РИА Новости (флагманский ресурс МИА "Россия сегодня").

Переработка отработавшего ядерного топлива — высокотехнологичный процесс, направленный на минимизирование радиационной опасности ОЯТ, безопасную утилизацию неиспользуемых компонентов, выделение полезных веществ и обеспечение их дальнейшего использования. Промышленная переработка ОЯТ ведется в трех странах — в России, Франции, Великобритании.

"Маяк" выполняет проект по расширению номенклатуры перерабатываемого у себя ОЯТ. В частности, освоена технология переработки ОЯТ российских реакторов ВВЭР-1000. Этот проект даст возможность предприятию в ближайшие полтора-два года стать единственным в мире предприятием, которое может перерабатывать любые виды отработавшего ядерного топлива, в том числе ОЯТ зарубежного дизайна, а также дефектных топливных сборок. Это даст Росатому дополнительные конкурентные преимущества на мировых рынках.

"Маяк" — первый промышленный объект отечественной атомной отрасли. Он был создан для наработки оружейного плутония, необходимого для создания советского атомного оружия. Приоритетные направления работы "Маяка" в настоящее время — переработка отработавшего ядерного топлива, производство изотопов и средств радиационного контроля, выполнение государственного оборонного заказа.

"Всеядный" комплекс

"За последние годы "Маяк" значительно продвинулся вперед в плане переработки отработавшего ядерного топлива исследовательских реакторов. Освоена переработка нескольких топливных композиций, но ключевым, пожалуй, станет проект по переработке уран-циркониевого топлива. Производственные мощности для этого должны быть готовы в нынешнем году", — сказал Колупаев.

Он пояснил, что это будет опытная установка, которая позволит сначала отработать необходимые технологии, а затем и фактически станет производственной установкой.

"Такого топлива относительно немного, и это, прежде всего, отработавшее топливо наших атомных ледоколов. Оно находится в сухом контейнерном хранилище на Севере, но сколь угодно долго оно эксплуатироваться не может. Поэтому задача переработки этого вида ОЯТ должна быть решена, и для этого не требуются большие производственные мощности", — отметил собеседник агентства.

Опытная переработка уран-циркониевого ОЯТ должна быть реализована к 2018 году, добавил Колупаев. "Это фактически сделает "Маяк" абсолютным технологическим лидером с точки зрения номенклатуры топливных композиций, которое наше предприятие сможет перерабатывать, потому что после освоения данной технологии у нас сможет быть переработана любая топливная композиция", — сказал он.

"И финальной точкой станет, пожалуй, освоение переработки отработавшего топлива реакторов АМБ первой очереди Белоярской АЭС. Там проблема уже не столько в самих топливных композициях (на первом и втором блоках станции использовались несколько десятков видов топлива), а в геометрических размерах отработавших тепловыделяющих сборок", — сообщил Колупаев.

Эти сборки достигают в длину 14 метров, и для того чтобы их разделывать, необходима специальная установка, пояснил он.

"Ее планируется создать к 2020 году. И вот тогда на "Маяке" будет полностью создан "всеядный" перерабатывающий комплекс - как по разным типам ОЯТ, так и по размерам отработавших тепловыделяющих сборок", — отметил заместитель гендиректора "Маяка".

Переработка радиоактивных отходов

Помимо переработки ОЯТ, "Маяк" активно занимается развитием технологии переработки радиоактивных отходов, напомнил Колупаев.

"В ближайшее время на предприятии планируется начать эксплуатацию установки по отверждению долгоживущих среднеактивных отходов, главным образом плутонийсодержащих, для которых цементирование, как, допустим, это делают наши коллеги в Великобритании, не является оптимальным. Наш подход базируется на применении керамоподобной матрицы, которая обладает большой долговечностью и хорошей емкостью по отходам", — сказал он.

Прошлый год был для "Маяка" своего рода "пусковым" с точки зрения реализации проекта по переработке источников ионизирующего излучения, отметил Колупаев.

"Мы полностью выполнили свои обязательства по объему возврата источников. В этом году объемы возвращаемых на утилизацию источников будут существенно больше. Мы оптимизируем технологию утилизации источников, чтобы удешевить ее и сделать более привлекательной для клиентов. Это очень важное направление, которое позволит нашим партнерам получить законченный цикл услуг - с момента поставки источников до их полной утилизации", — добавил он.