Основным источником энергии, в том числе, прямо или опосредованно, электрической, является солнце. Только два вида электростанций, атомная и геотермальная, используют тепло недр земли или тепло, получаемое из минералов, содержащих уран. Особняком стоят приливные электростанции, использующие энергию гравитационного влияния луны.

К 2014 г. в мире работало 197 АЭС, которые вырабатывали около 2,5 миллионов ГВт/час электроэнергии, что составляло 15-20% от суммарного количества выработанной электроэнергии. Примерно такая же доля электричества вырабатывается гидроэлектростанциями. Однако до сих пор и, видимо ещё надолго, львиная доля электроэнергии, более 60%, получается на тепловых станциях. Атомная электростанция – это, по сути, тоже тепловой котёл высокого давления, в котором за счёт тепла, получаемого при протекании цепной ядерной реакции, вода превращается в перегретый пар, пар вращает турбину, турбина вращает генератор, в котором в соответствии с законами Фарадея вырабатывается электрический ток. Недаром для участия в “атомном проекте” был привлечён НИИ “Xиммаш”, основной деятельностью которого было конструирование котлов и коммуникаций тепловых энергетических станций (директор института Н. А. Доллежаль, впоследствии академик АН СССР, дважды Герой соц. труда и лауреат многочисленных премий)

Для работы АЭС требуется доставлять топлива в 70 000 раз меньше, чем соответствующего количества угля для тепловой электростанции (ТЭС или ТЭЦ) одинаковой мощности, что резко снижает затраты на транспортировку топлива. АЭС лишены многих недостатков, присущих ТЭС. Они не выбрасывают в атмосферу оксиды серы, азота и углерода, не требуется создания гигантских отвалов золы и шлака, затраты по доставке топлива незначительны. Однако в работе АЭС по сравнению с тепловой станцией или другими энергетическими установками (двигатель автомобиля, русская печь, топка паровоза), работающими на углеводородном топливе (бензин, берёзовые дрова, каменный уголь, газ) есть два существенных отличия:

Первое. Автомобиль останавливается, когда кончается бензин, паровоз – когда кончается уголь, печка затухает, когда сгорят все дрова и т.д. Ядерный реактор – “двигатель” АЭС - перестаёт работать, когда в нём израсходовано не всё ядерное топливо, а исчерпан запас реактивности, то есть когда воспроизводство нейтронов в реакции деления урана становится по разным причинам меньше 1, вследствие чего прекращается цепная реакция деления, и реактор затухает.

Второе. При сгорании углеводородного топлива образуется два продукта – вода и углекислый газ. При “сгорании” ядерного топлива (делении ядер урана-235), образуется целый набор, около полусотни, различных нуклидов, большинство из которых радиоактивно. Кроме того, в другой ядерной реакции с участием нейтронов, последовательном их захвате ядрами тяжёлого изотопа урана, U-238, образуется целая цепочка трансурановых элементов, так называемых минорных актинидов, и все из них также радиоактивны.

Ядерное топливо – вещь дорогостоящая. Добыча урановой руды, получение природного металлического урана, обогащение его изотопом ²³⁵U, изготовление топливной композиции, изготовление твэлов (тепловыделящих элементов) и тепловыделяющих сборок - всё это очень сложные технологические процессы, требующие больших материальных и энергетических затрат. Выбрасывать довольно большое количество (в среднем 30-40%) невыгоревшего ядерного топлива на «кладбище» весьма нерентабельно. Поэтому отработанное топливо c не до конца выгоревшим U-235 и накопленным плутонием направляется на регенерацию, где топливные компоненты по цепочке сложных технологических операций отделяются от накопившихся за время работы продуктов деления, заново обогащаются изотопом ²³⁵U и вновь включаются в топливный цикл. Но сначала выгоревшие твэлы - ядерное топливо атомного реактора - в течение 3-10 лет выдерживаются в бассейне под слоем воды, пока не распадутся короткоживущие нуклиды. После регенерации остаётся множество радиоактивных нуклидов, в том числе долгоживущих. Это и есть радиоактивные отходы (РАО). Из реактора с электрической мощностью 1 ГВт ежегодно выгружается 23 т отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с содержанием продуктов деления 40кг/т, то есть 920 кг в год. За год в мире накапливается около 300 тонн радиоактивных отходов АЭС. Сюда надо прибавить РАО энергоустановок ВПК, отработавшие радиофармпрепараты, радиоактивные источники для дефектоскопии сварочных швов и геофизических методов исследования земной коры, и другие. Проблемы, связанные с постоянным накоплением РАО, их утилизацией и долгосрочным хранением в течение сотен и даже тысяч лет, становятся головной болью ядерной энергетики.

Современный уровень технологии обращения с радиоактивными отходами (РАО) различного происхождения предполагает создание нескольких изоляционных барьеров для исключения попадания радионуклидов в окружающую среду. Первичным и в значительной мере определяющим барьером служит матрица (вещество, материал, композит, в котором прочно удерживаются радионуклиды) для фиксации РАО. Чем эффективнее удерживает матрица радионуклиды, чем она устойчивее к воздействиям температуры, воды и радиации, тем надёжнее весь процесс утилизации и долговременного хранения РАО. При длительном хранении РАО, сравнимым с геологическими временными периодами, нет абсолютной гарантии того, что в результате природных (землетрясение, извержение вулкана) и иных (теракт, война и пр.) катастроф не произойдёт разрушения наружных защитных сооружений – стальных и бетонных контейнеров, подземных хранилищ и т. д. В этом случае первичная матрица будет последним оплотом нераспространения РАО в окружающую среду, что особенно важно для утилизации высокоактивных отходов (ВАО), в которых сосредоточено более 90% всей активности ОЯТ, с их высокими радиационными полями и термическим разогревом.

В результате многочисленных исследований наиболее эффективными признаны матрицы из боросиликатного или фосфатного стекла, высокотемпературная керамика и металлокерамика, однако поиск методов совершенствования и получения новых матриц, превосходящих известные по основным параметрам, остается актуальной задачей. В работах коллектива сотрудников ОФВЭ ПИЯФ на примере индикаторных количеств отдельных радионуклидов (Am-241, Eu-152, Tc-99, I-125) было показано, что есть возможность путем пиролиза в инертной среде (аргон) дифталоцианиновых комплексов металлов (ДФЦ) получать высокопористые углеродные структуры состава МеСх (х=35-40), заключающие в себе изолированные атомы радионуклида. В результате пиролиза образуется жёсткий, похожий на вулканическую пемзу материал, не поддающийся прессованию (по крайней мере, при давлениях до 20 т/см²), однако хрупкий и легко растирающийся в порошок.

Разнообразные эксперименты (физико-химические, рентгеновская дифракция и др.) показали, что эти структуры обладают высокой термической, химической и радиационной устойчивостью и способны прочно связывать радионуклиды. Особые функциональные свойства подобных структур обусловлены внедрением радиоактивных атомов на молекулярном уровне. На первом этапе синтезируется дифталоцианин соответствующего радионуклида, молекула которого при пиролизе превращается в своеобразную клетку из атомов углерода, заключающую в себе атом радионуклида. Экспериментально было показано, что процесс выделения радионуклидов из такой клетки носит пороговый характер, т. е. размеры «окон» углеродной ячейки настолько малы, что внедрённый атом не может ее покинуть, по крайней мере, до тех пор, пока термически или иным образом она не разрушится.

Следующим этапом работы было широкомасштабное исследование методами малоуглового рассеяния нейтронов, рентгеноструктурного анализа и атомно-силовой микроскопии процессов пиролиза в вакууме при нагревании порошка дифталоцианинов (ДФЦ) иттрия, лантана, неодима, европия, самария, тербия и урана в интервале температур от 400 до 1700С, а также прочности фиксации радионуклидов из реальных азотнокислых растворов РАО в металл-углеродной матрице пиролизатов ДФЦ. Показано, что по мере повышения температуры отжига происходит последовательное формирование частиц различной иерархии с характеристическими размерами 5-7 нм, 30-50 нм, 120-15 нм и более крупных агрегатов с признаками фрактальности (самоподобия). Пиролиз при температуре 850-900С приводит к образованию аморфной (бесструктурной) модификации, при температуре выше 1200С начинается образование кристаллических фаз различной природы (в зависимости от элемента). Для пиролизатов Y, Sm и U была проведена оценка внутреннего объёма пустот, величина которых зависит от элемента - от 30% всего объёма для урана до 50% для итттрия.
Технологическая часть работы, т.е. фиксация высокоактивных отходов (ВАО) в матрице пиролизованного ДФЦ иттрия проведена с использованием азотнокислых растворов ОЯТ Ново-воронежской АЭС (3 и 10 лет выдержки) после выделения из них полезных радионуклидов. Тестовые испытания матрицы показали, что по всем основным параметрам (термостабильность, химическая устойчивость при длительном, в течение несколько лет, контакте с водой и радиационная устойчивость) матрица значительно превышает требования стандартов МАГАТЭ, а по степени выщелачивания водой на 3-4 порядка лучше матриц из стекла, наиболее широко применяемых в атомной промышленности. Особенно ценным свойством оказалась чрезвычайно высокая радиационная стойкость этого материала.

Результаты работы опубликованы в отечественных журналах и были доложены на международных конференциях. За цикл работ в 2015 году присуждена премия им. академика (и в течение 11 лет президента АН СССР) А. П. Александрова. Поскольку участие в конкурсе на присуждение премии было ограничено пятью, а в работе принимало участие больше сотрудников, будет справедливо (тут, как в спорте, обиднее всего занимать не призовое четвёртое место) перечислить всех участников работы. Это А. В. Попов, В. И. Тихонов (ОФВЭ), В. М. Лебедев, В. Т. Лебедев, Д. Н. Орлова, А. С. Совестнов, Э. В. Фомин (ОНИ), В. К. Капустин, Е. В. Травкина (Цех дезактивации), В. Ю. Байрамуков, Д. В. Лебедев (ОМРБ), а также куратор проекта РФФИ, в рамках которого было выполнено это исследование, И. А. Логинова. Следует также выразить благодарность сотрудникам Радиевого института А. П. Криницыну, В. И. Безносюку и К. Я. Мишину за возможность проведения работ с высоким уровнем активности в “горячих “ боксах 6-го корпуса.

Было бы замечательно внедрить метод фиксации РАО в матрице углеродного композита в промышленном масштабе, для чего необходимо провести исследования на уровне НИОКР и создать пилотную дистанционно управляемую установку, но это уже совершенно другой уровень затрат и требует заинтересованности руководителей атомной промышленности.

Благодаря уникальным физико-химическим свойствам этот новый материал, металлуглеродные композиты – продукты пиролиза дифталоцианинов, -- открывает новые перспективы для исследований по его практическому применению, в частности, в качестве твэлов для высокотемпературного реактора, в качестве радиационных теплоэлектрогенераторов (ритэгов) для космических полетов, как сорбент, в качестве хранилища для газов, в качестве катализаторов, в медицине и т. д.

С. н. с. ОФВЭ ПИЯФ В. Тихонов