Переработка отработавшего ядерного топлива
Переработка отработавшего ядерного топлива — процесс, при котором путём химической обработки из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) извлекается уран, плутоний и радиоактивные изотопы<ref name='vokrugsveta'>Шаблон:Cite web</ref>.
История
Первоначально ОЯТ подвергалось переработке исключительно с целью извлечения плутония при производстве ядерного оружия, в настоящее время же наработка оружейного плутония практически прекращена.
Впоследствии возникла необходимость в переработке топлива энергетических реакторов.
Первое поколение промышленных установок по переработке оксидного топлива легководных реакторов появилось в Европе и Японии в 1960-х — 1970-х годах. Предназначенные изначально для топлива газо-графитных реакторов, а затем переоборудованные под ОЯТ легководных реакторов, они обладали ограниченной мощностью.
Второе поколение промышленных перерабатывающих заводов было создано в 1980-х годах с учетом полученного опыта и результатов огромного объема исследований, выполненных с целью:
- повышения мощности установок;
- повышения эксплуатационной эффективности;
- повышения безопасности и улучшения эксплуатационных показателей, а также значительного снижения дозовых нагрузок и выбросов в окружающую среду;
- кондиционирования всех эксплуатационных и технологических отходов.
На 2012 год в эксплуатации или на этапе ввода в эксплуатацию находятся четыре промышленные установки для переработки ОЯТ: UP3 и UP2-800 в Ла-Аге во Франции, Thorp в Великобритании и Роккашо Мура в Японии.<ref>СОEX: новый комплексный подход к переработке ОЯТ Шаблон:Wayback // «Атомная энергия 2.0», 22 апреля 2012</ref>
В России первым предприятием, способным перерабатывать ОЯТ, считается Производственное Объединение «Маяк», основанное в 1948 году<ref name='vokrugsveta'/>. Другие крупные радиохимические заводы на территории России это Сибирский химический комбинат и Железногорский горно-химический комбинат. Крупные радиохимические производства действуют в Англии (завод Селлафилд<ref>инфографика Шаблон:Wayback(flash) от Guardian</ref>), во Франции (завод Шаблон:Нп3)<ref>Reprocessing plants, world-wide Шаблон:Wayback // European Nuclear Society</ref><ref>Processing of Used Nuclear Fuel Шаблон:Wayback // World Nuclear Association, 2013: «World commercial reprocessing capacity»</ref>; планируются производства в Японии (Rokkasho, 2010-е), Китае (Lanzhou, 2020), Красноярске-26 (РТ-2, 2020-е)<ref>Status and trends in spent fuel reprocessing Шаблон:Wayback // IAEA-TECDOC-1467, September 2005 page 52 Table I Past, current and planned reprocessing capacities in the world</ref>. США отказались от массовой переработки выгруженного из реакторов топлива и хранят его в специальных хранилищах<ref name='vokrugsveta'/><ref>Шаблон:Cite news</ref>.
Одна из целей переработки топлива энергетических реакторов — повторное использование в качестве энергетического реакторного топлива, в том числе в составе МОХ-топлива или для реализации закрытого топливного цикла (ЗЯТЦ). К 2025 году планируется создатьШаблон:Где крупномасштабный перерабатывающий радиохимический завод, который предоставит возможность решить проблему как накопленного топлива, так и ОЯТ, выгружаемого из существующих и планируемых к созданию АЭС. На Железногорском ГХК предполагается перерабатывать как в опытно-демонстрационном центре (ОДЦ), так и на крупномасштабном производстве, ОЯТ водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-1000 и большую часть отходов реакторов канального типа РБМК-1000. Продукты регенерации будут использоваться в ядерном топливном цикле, уран — в производстве топлива для реакторов на тепловых нейтронах, плутоний (совместно с нептунием) — для реакторов на быстрых нейтронах, которые обладают нейтронно-физическими свойствами, обеспечивающими возможность эффективного замыкания ЯТЦ. При этом темпы переработки ОЯТ РБМК будут зависеть от востребованности продуктов регенерации (как урана, так и плутония) в ядерном топливном цикле. Подобные подходы легли в основу «Программы создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на 2011—2020 годы и на период до , утверждённой в ноябре 2011 года.<ref>Шаблон:Статья</ref>
Технологии
Ядерное топливо чаще всего представляет собой герметичный контейнер из сплава циркония или стали, часто именуемый тепловыделяющим элементом (ТВЭЛ). Уран в них имеет форму небольших таблеток из оксида или (гораздо реже) других термостойких соединений урана, например нитрида урана. При распаде урана образуется множество нестабильных изотопов других химических элементов, в том числе газообразных. Требования безопасности регламентируют герметичность ТВЭЛа весь срок службы, и все эти продукты распада должны оставаться внутри ТВЭЛа (в реальности первый контур реактора - почти всегда радиоактивный<ref>Как устроена АЭС?</ref>). Помимо продуктов распада остаются значительные количества урана-238, небольшие количества негоревшего урана-235 и наработанный в реакторе плутоний.
Задача переработки — минимизировать радиационную опасность ОЯТ, безопасно утилизировать неиспользуемые компоненты, выделить полезные вещества и обеспечить их дальнейшее использование. Для этого чаще всего применяются химические методы разделения<ref>Шаблон:Cite web</ref>. Наиболее простыми методами являются переработка в растворах, однако эти методы дают наибольшее количество жидких радиоактивных отходов, поэтому такие методы были популярны только на заре ядерной эры. В настоящее время ищут методы с минимизацией количества отходов, предпочтительно твердых. Их проще утилизировать остекловыванием.
В основе всех современных технологических схем переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) лежат экстракционные процессы, чаще всего так называемый Пьюрекс-процесс (от англ. Шаблон:Lang-en2), который заключается в восстановительной реэкстракции плутония из совместного экстракта с ураном и продуктами деления. Конкретные схемы переработки отличаются набором применяемых реагентов, последовательностью отдельных технологических стадий, аппаратурным оформлением.
Плутоний, выделенный при переработке, может быть использован в виде топлива в смеси с оксидом урана. Для топлива после достаточно длительной кампании почти две трети плутония приходится на изотопы Pu-239 и Pu-241 и около трети на Pu-240<ref>Шаблон:Cite web</ref><ref>Шаблон:Статья</ref>, из-за чего он не может быть использован для изготовления надежных и предсказуемых ядерных зарядов (240 изотоп является загрязнителем)<ref>Шаблон:Cite web</ref><ref name=mid>О международном сотрудничестве России в области утилизации избыточного оружейного плутония Шаблон:Wayback — справочная информация МИД РФ, 11-03-2001: «…изотопа PU-240 … Наличие последнего в больших пропорциях существенно осложняет задачу проектирования надежного боезаряда с заданными характеристиками»</ref>.
Критика
Глобальной проблемой переработки ОЯТ является огромное количество радиоактивных отходов, в том числе с длительными периодами полураспада. Сам процесс переработки требует большого количества химических реагентов (кислот, щелочей, воды и органических растворителей), так как по сути материал топливной сборки полностью химически растворяется в кислотах или щелочах, после чего выделяются целевые продукты. В отходах остаются как задействованные реагенты, получившие наведенную радиоактивность, так и остаточные или не нужные фракции материалов ОЯТ.
В 1 т ОЯТ, только что извлеченного из реактора типа ВВЭР, содержится 950—980 кг урана-235 и 238, 5—10 кг плутония, продуктов деления (1,2—1,5 кг цезия-137, 770 г технеция-99, 500 г стронция-90, 200 г иода-129, 12—15 г самария-151), минорных актиноидов (500 г нептуния-237, 120—350 г америция-241 и 243, 60 г кюрия-242 и 244), а также в меньшем количестве радиоизотопы селена, циркония, палладия, олова и других элементов<ref name="автоссылка1">Шаблон:Cite web</ref>. Хотя многие изотопы имеют периоды полураспада от суток до десятков дней, для многих других он составляет десятки лет и для некоторых — от сотен тысяч до десятков миллионов лет, что в человеческих масштабах представляет вечность.
Короткоживущие продукты деления<ref name="автоссылка1" />:
| Нуклид | Т1/2 | Нуклид | Т1/2 |
|---|---|---|---|
| Шаблон:SupKr | 10.8года | Шаблон:SupPr | 17.28 м |
| Шаблон:SupCs | 26.6 года | Шаблон:SupRh | 30.07 с |
| Шаблон:SupSr | 29 лет | Шаблон:SupPm | 2.6 года |
| Шаблон:SupBa | 156 сут | Шаблон:SupCs | 2.3 года |
| 90Y | 2.6 сут | Шаблон:SupEu | 8.8 года |
| Шаблон:SupCe | 284.91 | Шаблон:SupEu | 4.753 года |
| Шаблон:SupRu | 371.8 сут |
Долгоживущие продукты деления<ref name="автоссылка1" />
| Нуклид | Шаблон:SupSe | Шаблон:SupTc | Шаблон:SupZr | Шаблон:SupSn | Шаблон:SupI | Шаблон:SupCs |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Т1/2 | 3,27(8)Шаблон:E л | 2,111(12)Шаблон:E л | 1,61(5)Шаблон:E л | 2,30(14)Шаблон:E л | 1,57(4)Шаблон:E л | 2,3Шаблон:E л |
Развитие и совершенствование технологий переработки не решает её основных проблем. Длительные периоды полураспада связаны с невозможностью организации надежных хранилищ и высокими расходами на содержание и обслуживание хранилищ в течение сотен и тысяч лет. Технология подземного захоронения отходов в геологических формациях не решает проблему природных катаклизмов, т.к. даже через 1 млн лет сильное землетрясение может вскрыть все ещё радиоактивные пласты захоронения. Хранение в наземных хранилищах и могильниках не исключает рисков аварий такого же типа, как неоднократно происходили на ПО «Маяк».
См. также
Ссылки
- Хранение и переработка ОЯТ, производство изотопов // Росатом
- Новости о переработке ОЯТ на портале «Атомная энергия 2.0»
- Бекман. 6. Радиохимическая переработка ядерного топлива
- Processing of Used Nuclear Fuel // World Nuclear Association, september 2013Шаблон:Ref
- Status and trends in spent fuel reprocessing // IAEA-TECDOC-1467, September 2005
Литература
- Хаперская А. В. Проблемы обращения с ОЯТ в России и перспективы их решения. / Безопасность ядерных технологий и окружающей среды. — 2012. — № 3. — С. 50-56. Программа создания инфраструктуры и обращения с отработавшим ядерным топливом на 2011—2020 годы и на период до 2030 года.// Безопасность ядерных технологий и окружающей среды. — 2012. — № 2. — С. 43-55.
- А. В. Балихин. О состоянии и перспективах развития методов переработки отработавшего ядерного топлива // Комплексное использование минерального сырья. −2018.- № 1. — С. 71-87.