Отработанное или отработавшее ядерное топливо как правильно: Отработавшее ядерное топливо — Карта знаний

Отработавшее ядерное топливо — Карта знаний

• Отрабо́тавшее я́дерное то́пливо (ОЯТ, также облучённое я́дерное то́пливо) — извлечённые из активной зоны тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) или их группы, тепловыделяющие сборки ядерных реакторов атомных электростанций и других установок (исследовательских, транспортных и прочих). Топливо относят к отработанному, если оно более неспособно эффективно поддерживать цепную реакцию.

  В большинстве современных реакторов ТВЭЛ представляет собой тонкостенную трубку из различных сплавов циркония, в которой находятся «таблетки» из соединений урана (чаще всего диоксида урана) различной степени обогащения, длиной 3 м (для ВВЭР) и около 1—3 сантиметров диаметром, снабжённую на концах заглушками, обеспечивающими герметичность ТВЭЛа и его крепление в ТВС.

  Отработанное ядерное топливо в отличие от свежего имеет значительную радиоактивность за счёт содержания большого количества продуктов деления (для реакторов ВВЭР примерно 300 000 Ки в каждом ТВЭЛе) и имеет свойство саморазогреваться на воздухе до больших температур (только что извлечённое примерно до 300 °C) и после извлечения из активной зоны реактора выдерживается 2—5 лет в бассейне выдержки (ВВЭР) или на периферии активной зоны реактора (реактор БН-600). После уменьшения остаточного энерговыделения топлива его отправляют на хранение, захоронение или переработку ОЯТ.

Источник: Википедия

Связанные понятия

Ядерный топливный цикл — это вся последовательность повторяющихся производственных процессов, начиная от добычи топлива (включая производство электроэнергии) и заканчивая удалением радиоактивных отходов. В зависимости от вида ядерного топлива и конкретных условий, ядерные топливные циклы могут различаться в деталях, но их общая принципиальная схема сохраняется.

Я́дерное то́пливо — материалы, которые используются в ядерных реакторах для осуществления управляемой цепной ядерной реакции деления. Ядерное топливо принципиально отличается от других видов топлива, используемых человечеством, оно чрезвычайно энергоемко, но и весьма опасно для человека, что накладывает множество ограничений на его использование из соображений безопасности. По этой и многим другим причинам ядерное топливо гораздо сложнее в применении, чем любой вид органического топлива, и требует…

Тепловыделя́ющий элеме́нт (ТВЭЛ) — главный конструктивный элемент активной зоны гетерогенного ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. В ТВЭЛах происходит деление тяжёлых ядер 235U или 239Pu, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передаётся теплоносителю. ТВЭЛ должен обеспечить отвод тепла от топлива к теплоносителю и препятствовать распространению радиоактивных продуктов из топлива в теплоноситель.

Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, в активной зоне которого нет замедлителей нейтронов и спектр нейтронов близок к энергии нейтронов деления (~105 эВ). Нейтроны этих энергий называют быстрыми, отсюда и название этого типа реакторов.

Упоминания в литературе

По общему правилу Закон применяется ко всем отношениям, связанным с обращением радиоактивных отходов на территории Российской Федерации. Вместе с тем предусмотрены ограничения действия комментируемого Закона в отношении обращения с отработавшим ядерным топливом. Необходимо учитывать, что выработка электрической энергии с помощью ядерной энергии приводит к образованию особых радиоактивных отходов, извлекаемых из ядерных реакторов атомных электростанций и других установок, которые принято именовать «отработавшее ядерное топливо». Такое топливо по общему правилу нельзя отнести к категории радиоактивных отходов, так как оно содержит уран, накопленный плутоний и другие полезные компоненты, но при этом оно обладает огромной радиоактивностью. Обращение с отработавшим ядерным топливом обычно требует организации специальных мероприятий по его переработке и захоронению на длительные периоды времени, и, как следствие эти отношения регулируются нормами специального законодательства.

Так, сегодня в целях совершенствования законодательного обеспечения развития атомной отрасли разрабатываются проекты нескольких федеральных законов: «Об обращении с радиоактивными отходами», «Об обращении с отработавшим ядерным топливом», «О выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии», «О государственном регулировании ядерной и радиационной безопасности», «О статусе и безопасном использовании объектов, подвергшихся радиационному загрязнению в результате деятельности ФГУП «ПО “Маяк”» и т. п.

Связанные понятия (продолжение)

Газовая турбина, модульный гелиевый реактор (ГТ-МГР, GT-MHR) — международный проект по созданию АЭС, отвечающей требованиям XXI века по безопасности, на базе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора с гелиевым теплоносителем, работающим в прямом газотурбинном цикле. Английское название «Gas Turbine — Modular Helium Reactor (GT-MHR)». Создание двух реакторов такого типа наряду с реакторами на быстрых нейтронах БН-600 и БН-800 включено в российско-американскую программу утилизации оружейного…

Реа́ктор на расплавах солей (жидкосолевой реактор, ЖСР, MSR) — является одним из видов ядерных реакторов деления, в которых основой охлаждающей жидкости является смесь расплавленных солей, которая может работать при высоких температурах (термодинамическая эффективность реактора прямо пропорциональна рабочей температуре), оставаясь при этом при низком давлении. Это уменьшает механические напряжения и повышает безопасность и долговечность.

Промышленные (оружейные, изотопные, военные) реакторы — используются для наработки изотопов, применяющихся в различных областях (оружие, медицина, промышленность). Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов. К пром. реакторам также относят реакторы, специально предназначенные для наработки трития — компонента термоядерного оружия.

Подробнее: Промышленный реактор

Лову́шка распла́ва (Устройство локализации расплава) — опциональная часть гермооболочки ядерных реакторов, конструкция, служащая для локализации расплава активной зоны ядерного реактора, в тяжелых авариях с расплавлением активной зоны реакторов и проплавлением корпуса реактора. Является одной из систем пассивной атомной безопасности (англ. passive nuclear safety). Обеспечивает изоляцию фундамента от расплава, подкритичность расплава и охлаждение расплава.

Тепловыделяющая сборка (ТВС) — машиностроительное изделие, содержащее делящиеся вещества и предназначенное для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счёт осуществления управляемой ядерной реакции.

Ядерный реактор на растворах солей — гомогенный ядерный реактор, активная зона которого представляет собой раствор соли ядерного топлива (урана, плутония, тория) в воде (обычной или тяжелой), которая служит замедлителем. Преимуществами такого реактора являются компактность, простота конструкции, отрицательный температурный коэффициент реактивности, большая эффективность наработки изотопов, недостатками — низкая мощность. На сегодняшний день единственным действующим реактором на растворах солей является…

Ядерные реакторы на космических аппаратах применяются в случае, если необходимое количество энергии невозможно получить другими способами, например с помощью солнечных батарей или изотопных источников энергии.

Расплавле́ние акти́вной зоны я́дерного реа́ктора (также сленговое мелтдаун от англ. meltdown) — неофициальный термин, означающий тяжёлую ядерную аварию, в результате которой ядерное топливо в реакторе может быть повреждено из-за перегрева. Официальными международными организациями термин не признаётся.

Газофазный ядерный реактивный двигатель (ГЯРД) — концептуальный тип реактивного двигателя, в котором реактивная сила создаётся за счёт выброса теплоносителя (рабочего тела) из ядерного реактора, топливо в котором находится в газообразной форме или в виде плазмы. Считается, что подобные двигатели смогут достичь удельной тяги порядка 3000-5000 секунд (до 30-50 кН·с/кг, эффективные скорости истечения реактивной струи — до 30-50 км/с) и тяги, достаточной для относительно быстрых межпланетных полётов…

Реактор-размножитель (англ. Breeder reactor, бридер) — ядерный реактор, позволяющий нарабатывать ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого реактора. Сырьём для нового топлива служат изотопы, которые не могут быть использованы в традиционных энергетических реакторах, например, уран-238 и торий-232. Запасы этих изотопов более чем в 100 раз превосходят запасы урана-235. Для уран-плутониевого топливного цикла размножителем является реактор на быстрых нейтронах (FBR, от англ. Fast Breeder…

ITER (ИТЭР; изначально англ. International Thermonuclear Experimental Reactor; в настоящее время название связывается с латинским словом iter — путь) — проект международного экспериментального термоядерного реактора. Задача ИТЭР заключается в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерного реактора и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути.

Подробнее: Международный экспериментальный термоядерный реактор

Обогащение урана — технологический процесс увеличения доли изотопа 235U в уране. В результате природный уран разделяют на обогащённый уран и обеднённый уран.

Топливный элемент — электрохимическое устройство, подобное гальваническому элементу, но отличающееся от него тем, что вещества для электрохимической реакции подаются в него извне — в отличие от ограниченного количества энергии, запасённого в гальваническом элементе или аккумуляторе.

Химический реактор — агрегат для проведения химических реакций объёмом от нескольких миллилитров до сотен кубометров. В зависимости от условий протекания реакций и технологических требований реакторы делятся: реакторы для реакций в гомогенных системах и в гетерогенных системах; реакторы низкого, среднего и высокого давления; реакторы низкотемпературные и высокотемпературные; реакторы периодического, полунепрерывного и непрерывного действия.

Парогазовая установка с внутрицикловой газификацией (англ. integrated gasification combined cycle, IGCC) — технология ПГУ использующая газогенератор для превращения угля и других видов топлива в газ — синтез-газ. С последующей очисткой этого газа от примесей перед сжиганием и с дальнейшей превращением таких загрязнителей как сера в полезную продукцию. В результате этого уменьшаются выброс диоксида серы, сажи и др. Тепло от первичного сжигания и тепло отработавших газов используются, аналогично ПГУ…

Промышленное производство водорода — неотъемлемая часть водородной энергетики, первое звено в жизненном цикле употребления водорода. Водород практически не встречается в природе в чистой форме и должен извлекаться из других соединений с помощью различных химических методов.

Реактор со смешанным спектром — реактор, в котором спектр нейтронов сильно различается в разных частях реактора. В этом случае однозначная классификация реактора затруднительна. Наиболее перспективный вариант реактора со смешанным спектром — это реактор на тепловых нейтронах с ТВЭЛами достаточно большого диаметра. В реакторе с такой геометрией внутри ТВЭЛов спектр нейтронов соответствует реактору на быстрых нейтронах, а нейтронное поле в целом — реактору на тепловых нейтронах. В реакторе с такой…

Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра» . Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер 235U с нейтронами, участвующими в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер 238U остаётся при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося…

Раке́тное то́пливо — вещества, используемые в ракетных двигателях различных конструкций для получения тяги и ускорения ракеты посредством энергии химической реакции (горения). Удельная теплота сгорания ракетного топлива должна быть не ниже 43 МДж/кг.

Жи́дкий водоро́д (ЖВ, жh3, жh3, Lh3, Lh3) — жидкое агрегатное состояние водорода, с низкой плотностью − 0,07 г/см³, и криогенными свойствами с точкой замерзания 14,01 K (−259,14 °C) и точкой кипения 20,28 K (−252,87 °C). Является бесцветной жидкостью без запаха, которая при смешивании с воздухом относится к взрывоопасным веществам с диапазоном коэффициента воспламенения 4—75 %. Спиновое соотношение изомеров в жидком водороде составляет: 99,79 % — параводород; 0,21 % — ортоводород. Коэффициент расширения…

Ракетный двигатель — реактивный двигатель, источник энергии и рабочее тело которого находятся в самом средстве передвижения. Ракетный двигатель — единственный практически освоенный способ вывода полезной нагрузки на орбиту вокруг Земли.

Герметичная оболочка (герметичное ограждение; защитная оболочка; гермообъём; гермозона; контейнмент от англ. containment) — пассивная система безопасности энергетических ядерных реакторов, главной функцией которой является предотвращение выхода радиоактивных веществ в окружающую среду при тяжёлых авариях. Гермооболочка представляет собой массивное сооружение особой конструкции, в котором располагается основное оборудование реакторной установки. Гермооболочка является наиболее характерным в архитектурном…

Теплоноси́тель в ядерном реакторе — жидкое или газообразное вещество, пропускаемое через активную зону реактора и выносящее из неё тепло, выделяющееся в результате реакции деления ядер.

Я́дерный раке́тный дви́гатель (ЯРД) — разновидность ракетного двигателя, которая использует энергию деления или синтеза ядер для создания реактивной тяги.

Высокотемпературный реактор — энергетический ядерный реактор, у которого температуры в активной зоне достигают высоких значений (порядка 700°С). Термин несколько условен, так как по существу любой современный энергетический реактор — высокотемпературный. Обычно высокотемпературным реактором называется графито-газовый реактор. Разработка высокотемпературного реактора — перспективное направление энергетического реакторостроения, позволяющее в принципе создать реактор с прямым циклом, то есть работающий…

Акти́вная зо́на ядерного реактора — пространство, в котором происходит контролируемая цепная реакция деления ядер тяжёлых изотопов урана или плутония. В ходе цепной реакции выделяется энергия в виде нейтронного и γ-излучения, β-распада, кинетической энергии осколков деления.

Реактор на бегущей волне (реактор-самоед, реактор Феоктистова) — теоретическая концепция ядерного реактора на быстрых нейтронах, работающего на уране-238 за счёт наработки из него плутония-239. Главное отличие идеи от других концепций реакторов-размножителей в том, что цепная реакция деления происходит не сразу во всей активной зоне реактора, а ограничена определённым участком, который с течением времени перемещается внутри этой зоны.

Термоядерный ракетный двигатель (ТЯРД) — перспективный ракетный двигатель для космических полётов, в котором для создания тяги предполагается использовать истечение продуктов управляемой термоядерной реакции или рабочего тела, нагретого за счёт энергии термоядерной реакции.

Водоу́гольное то́пливо, водоу́голь (сокращения: ВУТ, ВВП, CWS, CWSM, CWM) — жидкое топливо, которое получают путём смешивания измельченного угля, воды и пластификатора. Используется на теплогенерирующих объектах, в основном как альтернатива природному газу и мазуту. Позволяет существенно сократить затраты при производстве тепловой и электрической энергии. Концептуально относится к технологии «CLEAN COAL».

То́пливо в широком смысле слова — это вещество, способное выделять энергию в ходе определённых процессов, которую можно использовать для технических целей. Химическое топливо выделяет энергию в ходе экзотермических химических реакций при горении, ядерное топливо — в ходе ядерных реакций. Некоторые топлива (например, гомогенные пороха или твёрдые ракетные топлива) способны к самостоятельному горению в отсутствие окислителя. Однако большинство топлив, используемых в быту и в промышленности, требует…

Корпусно́й я́дерный реа́ктор — ядерный реактор, активная зона которого находится внутри толстого цилиндрического корпуса. Корпусные реакторы выполняют с водой под давлением и кипящими.

Ядерная электродвигательная установка (ЯЭДУ) — двигательная установка космического аппарата, включающая в себя комплекс бортовых систем космического аппарата (КА), таких как: электрический ракетный двигатель (ЭРД), система электропитания, обеспечиваемого ядерным реактором, система хранения и подачи рабочего тела (СХиП), система автоматического управления (САУ).

Оружейный плутоний — это плутоний в форме компактного металла, содержащий не менее 94 % изотопа 239Pu. Предназначается для создания ядерного оружия.

Сжи́женные углеводоро́дные га́зы (СУГ) (англ. Liquefied petroleum gas (LPG)) — смесь сжиженных под давлением лёгких углеводородов с температурой кипения от −50 до 0 °C. Предназначены для применения в качестве топлива, а также используются в качестве сырья для органического синтеза. Состав может существенно различаться, основные компоненты: пропан, изобутан и н-бутан. Производятся СУГ в процессе ректификации широкой фракции лёгких углеводородов (ШФЛУ).

ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, представитель одной из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получивших широкое распространение в мире.

Радиоизото́пные исто́чники эне́ргии — устройства различного конструктивного исполнения, использующие энергию, выделяющуюся при радиоактивном распаде, для нагрева теплоносителя или преобразующие её в электроэнергию.

Газовое пожаротушение — это вид пожаротушения, при котором для тушения возгораний и пожаров применяются газовые огнетушащие вещества (ГОТВ). Автоматическая установка газового пожаротушения обычно состоит из баллонов или емкостей для хранения газового огнетушащего вещества, газа, который хранится в этих баллонах (емкостях) в сжатом или сжиженном состоянии, узлов управления, трубопроводов и насадок, обеспечивающих доставку и выпуск газа в защищаемое помещение, прибора приемно-контрольного и пожарных…

Это страшное слово: ОЯТ | Атомная энергия 2.0

Различные экологические организации любят расшифровать это сокращение, как «отходы ядерного топлива», в то время, как правильная его расшифровка звучит совсем иначе: «отработанное (или облучённое) ядерное топливо».

Именно в различии этих двух расшифровок и заключена разность в подходах к ОЯТ: либо это отходы — и тогда им место на свалку, либо это — топливо, которое лишь потеряло часть своих свойств и может быть с затратой каких-либо усилий возвращено в ядерный цикл для того, чтобы продолжать служить людям.

Из чего же состоит ОЯТ? Скажу сразу, что он разный для разных видов реакторов, но, в целом, ОЯТ можно упрощённо представить в виде следующей простой составной схемы: в ОЯТ содержится 0,8–1,0% ²³⁵U, 0,95–1,20% плутония всех видов (в основном — изотопов ²³⁹Pu и ²⁴⁰Pu), 3–4% продуктов деления урана и плутония и 94–95% ²³⁸U. Только недобросовестные политики-популисты и больные на голову экологи могут называть этот продукт отходом.

То, что весьма условно можно назвать «отходом» ядерного цикла заключено в тех самых 3–4%, относящихся к продуктам деления урана и плутония. Именно эта доля ОЯТ и есть та «ядерная зола», которая уже непригодна для дальнейшей работы ядерного реактора.

Однако, именно эта зола и доставляет максимум неприятностей при работе ТВЭЛа — многие из образовавшихся в результате деления атомов урана и плутония элементов вредны для дальнейшего протекания цепной реакции, являясь активными поглотителями нейтронов, часть из них токсичны или же влияют на прочность урановой таблетки, часть являются газами или же альфа-источниками, а часть и лучат во все стороны целебным гамма-излучением. В общем, от всего этого адского коктейля после кампании ТВЭЛа в реакторе желательно бы избавится. Ну и, конечно же, обогатить отработанное ядерное топливо свежими делящимися изотопами, которые снова позволят запустить его в бой.

Вот об этом-то процессе, который и должен превратить «грязь» во что-то путное, я и расскажу сегодня.

Сегодня в мире приняты две системы обращения с ОЯТ — окончательное захоронение (открытый топливный цикл) и переработка (частично замкнутый топливный цикл). Из стран, обладающих промышленными ядерными реакторами, Швеция, Финляндия, Канада, Чехия, Германия сегодня ориентируются на окончательное захоронение ОЯТ, в то время, как Россия, Франция, Индия, Япония и Великобритания занимаются (либо совсем недавно занимались) переработкой ОЯТ.

Оставшиеся владельцы ОЯТ (например, большинство европейских стран-владельцев реакторов и страны бывшего соцлагеря, которые получили реакторные технологии из СССР или России) ориентируются на передачу ОЯТ на заводы, осуществляющие их переработку на коммерческой основе (в основном — во Франции и в России) или же выбирают половинчатое решение — хранить их на временных площадках, расположенных обычно возле тех же АЭС.

Кроме того, стоит сказать, что на сегодняшний день ни одного постоянного геологического могильника для ОЯТ в мире не создано.
Пионерами в деле захоронения ОЯТ сегодня выступают Финляндия и Швеция, которые на сегодняшний день уже построили опытные хранилища постоянного типа, в которые и поместили тестовые количества ОЯТ с целью выяснить, сколько дней десятков лет без инцидента сможет проработать Спрингфилдская АЭС такого рода могильник.

Финский могильник Онкало для хранения контейнеров с ОЯТ после его выдержки в течение 30 лет в пристанционных хранилищах АЭС будет располагаться в скальной породе на глубине более 500 метров под дном Балтийского моря. В настоящее время проработана система захоронения с обеспечением  несколько степеней защиты: топливные сборки будут помещаться в герметичный чугунный кожух для предотвращения смещения сборок, чугунный кожух будет помещен в медную капсулу для защиты от коррозии, а между медными капсулами будет залита бентонитовая глина для обеспечения стабильного положения капсул в породе.

Практически аналогичную технологию выбрали для захоронения ОЯТ в Швеции. Здесь также намерены складировать ОЯТ в скальных породах, возраст которых составляет около 1,8 млрд. лет на которые расположены на глубине около 500 метров.  В настоящее время около города Остхоммар, в гранитных породах на уровне 450 метров под землей создана исследовательская лаборатория, где контейнера для ОЯТ проходят натурные испытания. Причем рачительные шведы, в отличии от финнов, допускают, что, возможно в будущем, замурованное глубоко под землей ОЯТ будет извлечено и переработано. Шведская технология предусматривает техническое решение для его извлечения.

Промышленный пуск обеих площадок по захоронению ОЯТ намечен на 2020-е годы, сейчас на них идут масштабные испытания и пробные закладки партий ОЯТ.

Однако такое, казалось бы «окончательное» решение вопроса ОЯТ является на деле и самым дорогостоящим. Во-первых, как я уже написал, условно-вредным в составе ОЯТ можно считать лишь 3–4% продуктов деления урана и плутония. Более того, при пристальном рассмотрении даже данного процента «ядерной золы» видно, что в её составе полным-полно полезных радиоактивных изотопов, которые легко использовать в медицине, для запитки радиоизотопных источников энергии. Особенно экзотические изотопы, например, несуществующий в природе элемент технеций, может быть использован даже для улучшения сплавов железа, благо период полураспада для 99Tc составляет 212 000 лет, а распадается он по весьма приятному бета-распаду.

Кроме того, надо учесть и объёмы уже накопленного ОЯТ. На сегодня в мире накоплено 345 тысяч тонн отработанного ядерного топлива и ежегодно из реакторов выгружается около 10,5 тысяч тонн ОЯТ. В одной только России сегодня есть около 20 тысяч тонн ОЯТ и каждый год добавляет к этой цифре ещё  670 тонн.

Учитывая сложность и высокую стоимость создания могильников, ограниченность территорий большинства стран, имеющих ядерные реакторы и планирующих их постройку, можно утверждать, что концепция окончательного захоронения ОЯТ является тупиковой веткой — в существующие, запланированные или же перспективные хранилища просто невозможно запихнуть ни сегодняшнее, ни тем более — будущее ОЯТ.

Наглядным примером такого тупика являются США, около 20 лет назад отказавшиеся от переработки ОЯТ и растерявшие (да, снова, я не шучу) к сегодняшнему дню технологии и специалистов по переработке отработанного топлива. К настоящему времени в США накоплено почти треть мирового количества ОЯТ — около 110 тысяч тонн. Это громадное количество отработанного топлива сегодня размещено в 77 приреакторных хранилищах, заполненных до отказа, или же близких к заполнению. Эти хранилища размещены в 33 штатах, и только в Калифорнии (в самом густонаселенном штате США) на площадках АЭС находится около 3 000 тонн ОЯТ.  Такое же количество ОЯТ хранится и в одной из самых густонаселенных стран мира — в европейской Швейцарии.

В настоящий момент времени у тех же США есть только одна реальная точка для захоронения таких громадных количеств ОЯТ — это «Пилотный завод по изоляции отходов» (Waste Isolation Pilot Plant) в штате Нью-Мексико, который был запроектирован ещё в 1973 году, завершён к постройке в 1991 и принял первые грузы радиоактивных отходов в 1999 году.

Однако данный могильник никогда не планировался под переработку гражданского ОЯТ — большая часть его содержимого на 2010 год (около 73 000 кубометров отходов) представляет собой отходы от производства ядерного оружия. Цифра в 73 000 м³ является отчасти лукавой — большую часть этого объёма занимает тара, а вес военных отходов в открытой прессе не разглашается.

Поэтому общий размер данного хранилища совершенно недостаточен для того, чтобы упрятать под землю даже малую часть того ОЯТ от ядерных реакторов, которое накоплено в США на «временных» хранилищах возле атомных станций.

Да и общие расходы налогоплательщиков на создание и поддержание в работоспособном состоянии данного хранилища, рассчитанного на хранение отходов на протяжении 10 000 лет, которые составили в долларах 1999 года проектную цифру более 19 млрд. долларов США, в общем-то, символизируют всю тупиковость такого пути.

Как я уже сказал, сторонниками переработки ОЯТ в мире являются Россия, Великобритания, Франция, Япония и Индия. Несмотря на потенциальную опасность, ОЯТ является ценным продуктом, содержащим различные элементы, которые можно использовать повторно, в том числе и для производства энергии.

Ведь даже исключив «ядерную золу», которую всё же нельзя заново засунуть в обычный ядерный реактор, мы всё равно получаем на выходе из переработки ОЯТ более 96% от его веса в виде полноценного полуфабриката ядерного топлива.

Радиохимическая переработка ОЯТ обеспечивает полное использование энергетического потенциала урана, плутониевые загрузки будущих реакторов на быстрых нейтронах или же изготовление МОХ-топлива для обычных реакторов, а также минимизирует количество и объем образующихся отходов. Ресурсы вторичного сырья в ядерной энергетике, по сути дела, даже в случае частично замкнутого цикла безумно велики.

Так, реактор с графитовым замедлителем, по сути дела выгружает из себя по завершению кампании около 70-80% от загруженного в него урана в виде смеси урана и плутония, а легководный, обычный и массовый ВВЭР обеспечивает воспроизведение, как минимум от 50 до 60% от начального топлива.

Кроме того, надо учитывать, что накопление ОЯТ, как я сказал, пошло отнюдь не вчера. Так, например, запасов ОЯТ, уже накопленных в Канаде, достаточно для обеспечения работы всех канадских АЭС в течение 1000 лет.

Более того, самое скромное содержание изотопа ²³⁵U, характерное для ОЯТ лёгководных реакторов (около 1%) превышает его содержание в природном уране (0,72%). Поэтому, даже если не вовлекать в ЗЯТЦ наработанный плутоний, переработанный ОЯТ гораздо лучшее сырьё для центрифуг, нежели природный уран.

На сегодняшний день в мире фактически используют всего две технологии переработки ОЯТ и всего три страны из пяти упомянутых (Россия, Великобритания, Франция, Япония и Индия) фактически занимаются сегодня переработкой ОЯТ.
Вот тут можно найти полный перечень закрытых заводов по переработке ОЯТ и список стран, которые, к сожалению, «сошли с дистанции» в погоне за ядерным фениксом, который снова и снова буквально «восстаёт из пепла» отработанного ядерного топлива.
Как всегда, знания западных экспертов «об этих странных русских» весьма оригинальны.

Например, мощность действующего завода «Маяк» (Озерск), указанная в таблице, почему-то заявлена, как 400 тонн ОЯТ в год, в то время, как по данным многих отечественных экспертов она составляет, как минимум 600 тонн ОЯТ в год.

То же самое можно сказать и о строящемся российском заводе по переработке ОЯТ в Железногорске — в отечественных источниках его мощность заявлена, как 1500 тонн перерабатываемого ОЯТ в год, в то время, как в таблице ему скромно нарисовали всего 800 тонн годовой производительности.

Однако, несмотря на разночтения в оценке мощности российских заводов (которые, в общем-то, сугубо избыточны для целей переработки и российского, и даже — будущего возвращаемого из-за рубежа ОЯТ, самым крупным заводом по переработке ОЯТ в мире сегодня продолжает оставаться французский завод на мысе Ла-Аг во Франции, который сегодня принадлежит французскому атомному гиганту Areva.

Завод на мысе Ла-Аг

Это целый индустриальный остров на севере Нормандии, основной задачей которого и является превращение ОЯТ в разделённые количества урана, плутония и остальных, так называемых «минорных» изотопов.

Ла-Аг начали строить ещё в 1969 году, когда Франция взяла курс на отделение от кильватерного строя всех западных держав, которые тогда выступали против СССР единым строем.
Сначала Де-Голль, а потом и Валери Жискар Д’Эстен за 1960-е годы целым рядом продуманных шагов добились от США уважения к «особой» позиции Франции по многим внешнеполитическим и внутренним вопросам. У всех, конечно же, на слуху и в памяти «корабль с долларами», который был послан Де-Голлем к берегам Америки, однако, на деле, независимость Франции ковалась в других местах. И одним из таких французских «линкоров из бетона и стали», которые своими залпами возвестили о независимости Франции, и стал завод Ла-Аг.

Именно Ла-Аг, который столь вовремя подоспел к нефтяному кризису 1973 года, позволил Франции практически полностью обеспечить переработку своего ОЯТ. В отсутствие дешёвых центрифуг французский завод «Евродиф» в Пьерлате смог получать достаточно качественный, переработанный уран, а французские заводы по производству МОХ-топлива, главный из которых располагается во французском Маркуле, смогли обеспечить и вовлечение в топливный цикл наработанного во Франции реакторного плутония.
Сегодня, после ряда модернизаций по мощности и по технологии, производительность завода Ла-Аг составляет около 2000 тонн перерабатываемого ОЯТ в год.
Сегодня завод в Ла-Аге перерабатывает топливо не только с АЭС Франции, но и замкнул на себя поставки ОЯТ с с АЭС Бельгии, Германии, Швейцарии, Японии и других стран. Практически все эти страны (включая, как я уже говорил, даже Бельгию!) в своё время имели на своей территории заводы по переработке ОЯТ. Однако не многие смогли обеспечить их выживание в конкурентном мире и в противостоянии с экологическими организациями и противниками атомной энергии.

Почему же все так боятся ОЯТ? Всё дело в том, что за заводами-переработчиками ОЯТ тянется длинный шлейф различных аварий, которые были страшны сами по себе, но были неизбежной платой за совершенствование технологии разделения плутония и урана и других, минорных актинидов.

На заре ядерной эры, и в СССР и в США были внедрены весьма опасные, примитивные и малопроизводительные процессы разделения урана и плутония на основе неорганических соединений.
В США первый такой процесс, основанный на применении фосфата висмута, был разработан в Оак-Риджской лаборатории ещё в 1943 году. Именно с помощью висмут-фосфатного процесса и был получен первый плутоний, использовавшийся США для изготовления бомбы, сброшенной на Нагасаки.

Hanford
Хэнфорд. Тут ковали американский ядерный меч.

Свою версию висмут-фосфатного процесса применил для извлечения плутония и СССР.  Как и американцы, СССР производил растворение облученных в «Аннушке» урановых блоков в азотной кислоте.
Работы по разделению плутония и урана производились на «Заводе Б», расположенном на площадке сегодняшнего «Маяка», в Озерске, тогда носившем название Челябинск-40.
Тогда, сразу после окончания Великой Отечественной войны, основную работу на заводе, полностью изолированном от остальной части Челябинской области, выполняли девушки. Мужчин тогда катастрофически не хватало даже на тяжёлых работах, а ту их не было и вовсе. Условия были нелегкими: технология была очень несовершенная, техника безопасности слабая, а контроль за сроками и качеством работы – постоянный и жесткий. Радиоактивные растворы содержали плохо фильтрующиеся осадки, нередко растворы выливались из аппаратов, приходилось вручную ликвидировать протечки, да и пробы для анализа отбирали вручную. Случались «хлопки» – взрывы водорода, выделявшегося при начальном растворении алюминия; при переливе концентрированного раствора плутония однажды произошла самопроизвольная цепная ядерная реакция.
Кроме того, неорганические компоненты вынуждали несколько раз зацикливать процесс — и внутренняя поверхность некоторых аппаратов на радиохимическом заводе впитывала столько радиоактивных веществ и наведенного нейтронного излучения, что и сама уже испускала слабое, но заметное в темноте свечение.

Процесс этот был неприятен ещё и тем, что протекал с выделением бурых паров ядовитых оксидов азота. Одновременно освобождались и переходили в газовую фазу радиоактивные изотопы галогенов и инертных газов — йода, криптона и ксенона.
Именно эта особенность процесса и сыграла злую шутку с СССР в 1957 году, когда не выдержала внутреннего давления одна из ёмкостей комбината.

Ostural-Spur

Взрыв полностью разрушил емкость из нержавеющей стали, содержащую около 80 т отходов процесса разделения, сорвав и отбросил в сторону на 25 метров бетонную плиту перекрытия. Из хранилища в окружающую среду была выброшена смесь радионуклидов общей активностью 20 миллионов кюри. Большая часть радионуклидов осела вокруг хранилища, а жидкая пульпа (взвесь), активность которой составляла 2 миллионов кюри была поднята ветром на высоту 1-2 километра и образовала радиоактивное облако, состоящее из жидких и твердых аэрозолей. Радиоактивные вещества попутным ветром разнесло на сотни квадратных километров. Заражённая территория и сегодня называется «Восточно-уральским радиоактивным следом».
Волею судеб в него не попал ни один из крупных городов Урала — облако пронеслось и мимо близкого к Озерску Челябинска, и мимо лежащего совсем рядом с трассой облака Свердловска.

Однако, несмотря на это, площадь загрязнения составила 23 тысячи км2, оказались загрязненными 217 населенных пунктов с общей численностью населения 272 тысячи человек. Облучение населения, проживающего на территории Восточноуральского следа, было как внешним, так и внутренним: сказался режим секретности объекта и нежелание властей информировать жителей об опасности радиоактивного заражения воды и пищи. В результате от радиационного облучения только в течение первых 10 дней погибли около 200 человек, общее же число пострадавших оценивается в 250 тысяч человек.

Вот такой была кровавая жатва процесса разделения изотопов урана и плутония, которую можно смело записать на счёт висмут-фосфатного процесса и советской секретности и спешки в создании атомного оружия в ответ на бомбардировки США Хиросимы и Нагасаки и принятия замечательных планов вида «короткого теннисного  удара».

Эта примитивная, многостадийная и грязная по сегодняшним понятиям технология висмут-фосфатного процесса, сегодня уже давно заменена значительно более совершенным и безопасным процессом, основанным на органических веществах — ионнообменных смолах. Но тогда это был лучший возможный в СССР и в США вариант получения оружейного плутония.

Ну а «Восточно-уральскиий радиоактивный след» очень надолго (хочется верить) останется третьим по масштабу в истории аварийным событием, связанным с ядерной энергией.

Рождение же современного процесса, который сегодня применяется и на Ла-Аге, и на «Маяке», связано с именем американского химика Леарнеда Аспрея (Larned «Larry» Brown Asprey).
Именно он запантентовал в 1947 году принципы процесса, который сегодня применяется для разделения урана и плутония практически повсеместно. Этот процесс впоследствии был назван пьюрекс-процессом (PUREX). Этот процесс помог США наработать основные количества оружейного плутония, и именно он сейчас используется на производственной площадке французского завода Ла-Аг и на российском новом заводе на «Маяке», который заменил «Завод Б» в 1978 году.

И вот тут мы, наконец, подходим к вопросу того, что же плохо в пьюрекс-процессе сегодняшнего дня и что в нём можно улучшить в самом ближайшем будущем.

замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике / Блог компании Leader-ID / Хабр

Мечта современных ядерщиков — энергетика без радиоактивных отходов. Это когда отработанное ядерное топливо перерабатывается и снова становится топливом для реакторов разного типа. Попутно снижается потребность в дорогостоящем обогащении урана, а в итоге получается что-то фантастическое и, условно, вечно работающее.
БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году

Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.

Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.

Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.

Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.

Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.

Классический топливный цикл

MOX (Mixed-Oxide fuel) — ядерное топливо, содержит несколько видов оксидов делящихся материалов (обычно плутония и урана). НАО, САО, ВАО — разные типы радиоактивных отходов. ОЯТ — отработавшее ядерное топливо

Центр современного цикла — ядерный реактор на тепловых нейтронах. Он выделен зеленым. В качестве топлива реактор использует уран, обогащенный по изотопу-235. Чтобы его получить, урановую руду извлекают, перерабатывают, а потом проводят долгое и дорогостоящее обогащение.

В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.

Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.

Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.

Ядерные реакторы на тепловых нейтронах

Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:
Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.

Условная схема ядерной электростанции

Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.

Условная схема электростанции с водо-водяным реактором

Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.

Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.

Энергетическая установка с реактором ВВР

Общий вид самого реактора:

Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

Сначала немного физики. Напомню, изотопы — это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разный атомный вес. Самое интересное, что они имеют разные свойства. К примеру, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 — делится. Чтобы описать вероятность деления изотопа, в ядерной физике используют понятие «сечение деления».
Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов

Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.

Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.

В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.

Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.

Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.

Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.

В результате природный уран-238 преобразуется в изотоп плутония-239, который обладает свойствами деления, схожими с ураном-235. И тут появляется возможность преобразовать почти не делящийся в реакторах на тепловых нейтронах уран-238 в новое ядерное топливо.

Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.

Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800.

А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.

Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления ~98℃.

Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах

В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.

Следующий шаг — БРЕСТ

Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (t_плав. 327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.

Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).

На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.

Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.

Двухкомпонентная ядерная энергетика

Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.

В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.

БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.

Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива

На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.

Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.

Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.

Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.

Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.

Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.

Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.

Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.

На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.

На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.

Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.

Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.

В отличие от прошлого века, когда необходимо было получить ядерное оружие и заодно ядерную энергетику любой ценой, а экономику никто не просчитывал, сейчас задача состоит в том, чтобы все было энергоэффективно, экономически целесообразно и с обеспечением естественной безопасности. И кто-то это все должен делать. Так что спецы по данному и смежным направлениям без работы не останутся.

Физика Newsland – комментарии, дискуссии и обсуждения новости.

Хранение облученного ядерного топлива — сложный процесс, требующий повышенных мер безопасности. На Горно-химическом комбинате в г. Железногорск (Красноярский край) действуют водоохлаждаемое и сухое хранилища ОЯТ. Комбинат развивает технологии переработки отработавшего топлива, что поможет Росатому двигаться в сторону замыкания ядерного топливного цикла.

Отходы или ценное сырье?

Судьба ОЯТ может складываться по-разному. В большинстве стран ядерное топливо, отработавшее положенный срок в реакторе АЭС, считают радиоактивными отходами и отправляют в могильники или вывозят за рубеж. Сторонники такого подхода (среди них, например, США, Канада, Финляндия) придерживаются мнения, что на планете достаточно запасов урановой руды, чтобы осваивать дорогостоящий, сложный и потенциально опасный процесс переработки ОЯТ. Россия и еще несколько ядерных держав (в том числе Франция, Англия, Индия) развивают технологии переработки облученного топлива и стремятся к тому, чтобы в перспективе полностью замкнуть топливный цикл.

Замкнутый цикл предполагает, что полученное из урановой руды и отработавшее в реакторе топливо будет снова и снова перерабатываться и использоваться на АЭС. В результате ядерная энергетика фактически превратиться в возобновляемый ресурс, снизится количество радиоактивных отходов, а человечество будет обеспечено относительно дешевой энергией на тысячи лет.

Привлекательность переработки ОЯТ объясняется малой глубиной выгорания ядерного топлива в ходе одной кампании: на наиболее распространенных водо-водяных реакторах (ВВЭР) она не превышает 3-5%, на устаревших канальных реакторах большой мощности (РБМК) — всего 2 %, и только на реакторах на быстрых нейтронах (БН) может достигать 20 %, но таких реакторов промышленного масштаба пока всего два в мире (оба в России, на Белоярской АЭС). Таким образом, ОЯТ представляет собой источник ценных компонентов, в том числе изотопов урана и плутония.

Путь ОЯТ: от реактора до места хранения

Напомним, что на АЭС ядерное топливо поступает в виде тепловыделяющих сборок (ТВС), состоящих из герметичных стержней (тепловыделяющих элементов — ТВЭЛов), наполненных таблетками гексафторида урана.

Тепловыделяющая сборка для ВВЭР состоит из 312 ТВЭЛов, закрепленных на шестигранном каркасе (фото ПАО «НЗХК»)

Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) атомных электростанций требует особого обращения. Находясь в реакторе, ТВЭЛы накапливают большое количество продуктов деления, и даже спустя годы после извлечения из активной зоны выделяют тепло: на воздухе стержни разогревается до нескольких сотен градусов. Поэтому по окончании топливной кампании облученные сборки помещают в пристанционные бассейны выдержки. Вода отводит избыточное тепло и защищает персонал АЭС от повышенного уровня радиации.

Спустя три-пять лет ТВС все еще выделяют тепло, но временное отсутствие охлаждения уже не опасно. Атомщики пользуются этим, чтобы вывезти ОЯТ с электростанции в специализированные хранилища. В России отработавшее топливо отправляют на ПО «Маяк» (Челябинская область) и Изотопно-химический завод Горно-химического комбината (Красноярский край). ГХК специализируется на хранении топлива реакторов  ВВЭР-1000 и РБМК-1000. На предприятии действуют «мокрое» (водоохлаждаемое)  хранилище, построенное в 1985 году, и сухое, поэтапно запущенное в 2011-2015 гг.

Отделение приемки «мокрого» хранилища. Здесь разгружают вагоны с ОЯТ

«Для транспортировки ОЯТ ВВЭР по железной дороге топливные сборки помещают в ТУК (транспортный упаковочный комплект), сертифицированный по стандартам МАГАТЭ, — рассказывает Игорь Сеелев, директор Изотопно-химического завода ГХК. —  Каждый ТУК вмещает 12 сборок. Такой контейнер из нержавеющей стали обеспечивает полную защиту персонала и населения от излучения. Целостность упаковки не нарушится даже в случае тяжелой железнодорожной аварии. Состав с ОЯТ сопровождает сотрудник нашего комбината и вооруженная охрана».

Этому транспортному контейнеру 30 лет, а блестит как новый

В пути ОЯТ успевает разогреться до 50-80 °С, поэтому прибывший на комбинат ТУК отправляют в узел расхолаживания, где к нему по трубопроводам подается вода со скоростью 1 см/мин — резко менять температуру топлива нельзя. Через 3-5 часов контейнер охлаждается до 30°С. Воду сливают, и переносят ТУК в бассейн глубиной 8 м — для перегрузки. Крышку контейнера открывают прямо под водой. И под водой же переносят каждый ТВС в 20-местный чехол для хранения. Конечно, никаких водолазов на ГХК нет, все операции выполняют с помощью особого крана. Этот же кран перемещает чехол со сборками в отсек хранения.

Перегрузка ОЯТ под водой

Освободившийся ТУК отправляют на дезактивацию, после которой его можно без дополнительных предосторожностей перевозить по железной дороге. В год ГХК выполняет более 20 рейсов на атомные станции, по несколько контейнеров в каждом эшелоне.  

«Мокрое» хранилище

«Мокрое» хранилище можно было бы принять за гигантский школьный спортзал, если бы не металлические листы на полу. Если приглядеться, можно заметить, что желтые разделительные полосы — это узкие люки. Когда нужно поставить чехол в тот или иной отсек, кран движется по этим полосам как по направляющим, перемещая груз под водой.
Над сборками надежный барьер для излучения — двухметровый слой обессоленной воды.  В зале хранилища нормальная радиационная обстановка. Гости даже могут пройтись по крышкам люков и заглянуть в них.

Длина «мокрого» хранилища — 240 м, а ширина — 36 м

Хранилище спроектировано с учетом проектных и запроектных аварий, то есть устойчиво к невероятным по силе землетрясениям и другим малореальным происшествиям. Для безопасности бассейн хранилища разделен на 20 отсеков. В случае гипотетической течи каждый из этих бетонных модулей можно изолировать от остальных и перенести сборки в неповрежденный отсек. Продуманы пассивные средства поддержания уровня воды для надежного отвода тепла.

В 2011 году, еще до событий на Фукусиме, хранилище расширили и усилили меры безопасности. По итогам реконструкции в 2015 году было получено разрешение на эксплуатацию до 2045 года. Сегодня «мокрое» хранилище принимает тепловыделяющие сборки типа ВВЭР-1000 российского и зарубежного производства. Бассейны позволяют разместить более 15 тысяч ТВС. Вся информация о размещенном ОЯТ фиксируется в электронной базе данных.

Сухое хранилище

«Мы стремимся к тому, чтобы водоохлаждаемое хранилище было лишь промежуточным этапом перед сухим хранением или переработкой. В этом смысле стратегия ГХК и Росатома соответствует общемировому вектору развития, — поясняет Игорь Сеелев. — В 2011 году мы сдали в эксплуатацию первую очередь сухого хранилища ОЯТ РБМК-1000, а в декабре 2015 — завершили строительство всего комплекса. В том же 2015-м на ГХК было запущено производство МОКС-топлива из переработанного ОЯТ. В декабре 2016 года была выполнена первая перегрузка топлива ВВЭР-1000 из «мокрого» хранилища в сухое».

Сухое хранилище ОЯТ

В зале хранения размещаются бетонные модули, а в них — герметичные пеналы с ОЯТ, заполненные азотно-гелиевой смесью. Охлаждает сборки наружный воздух, который самотеком поступает по воздуховодам. При этом не требуется принудительной вентиляции: воздух движется из-за определенного расположение каналов, а отвод тепла происходит за счет конвективного теплообмена. Принцип тот же, что у тяги в камине.
Хранить ОЯТ сухим способом значительно безопаснее и дешевле. В отличие от «мокрого» хранилища здесь нет расходов на водоснабжение и водоподготовку, не нужно  организовывать циркуляцию воды. Объект не пострадает при потере электропитания, да и от персонала не требуется никаких действий, кроме собственно загрузки топлива. В этом смысле создание сухой технологии — огромный шаг вперед. Однако полностью отказаться от водоохлаждаемого хранилища нельзя. Из-за повышенного тепловыделения сборки ВВЭР-1000 должны находиться в воде первые 10-15 лет. Только после этого их можно перемещать в сухой зал или отправлять на переработку.
«Принцип организации сухого хранилища очень прост, — говорит Игорь Сеелев, — однако его никто не предложил раньше. Сейчас патент на технологию принадлежит группе российских ученых. И это подходящая тема для экспансии Росатома на международный рынок, потому что технологией сухого хранения интересуются во многих странах. К нам уже приезжали японцы, французы и американцы. Ведутся переговоры о том, чтобы на ГХК привозили ОЯТ с тех АЭС, которые российские атомщики строят за рубежом».

Сухое хранение — дешевле и безопаснее «мокрого»

Запуск сухого хранилища был особенно важным для станций с реакторами РБМК. До его создания был риск остановки мощностей Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС из-за переполнения пристанционных хранилищ. Нынешней емкости сухого хранилища ГХК достаточно, чтобы разместить отработанные сборки РБМК всех российских станций. Благодаря меньшему тепловыделению, их сразу направляют в сухом хранилище, минуя «мокрое». Здесь ОЯТ могут находиться на протяжении 100 лет. Возможно, за это время будут созданы экономически привлекательные технологии для его переработки.

Переработка ОЯТ

Планируется, что строящийся в Железногорске Опытно-демонстрационный центр (ОДЦ) по переработке отработавшего ядерного топлива будет сдан к 2020 году. Первый пусковой комплекс по производству МОКС-топлива (смешанное оксидное уран-плутониевое) выпускает всего 10 сборок в год, поскольку технологии пока отрабатываются и совершенствуются. В будущем мощность завода существенно вырастет. Сегодня на переработку можно отправлять сборки из обоих хранилищ Изотопно-химического завода, но очевидно, что с экономической точки зрения выгоднее начинать с переработки ОЯТ, накопившегося в «мокром» хранилище. Планируется, что в дальнейшем помимо сборок ВВЭР-1000 предприятие сможет перерабатывать ТВС реакторов на быстрых нейтронах, ТВС высокообогащенного урана (ВОУ) и ТВС зарубежного дизайна. На производстве будут получать порошок закиси-окиси урана, смесь оксидов урана, плутония, актинидов и отверждённые продукты деления.

Строительство ОДЦ

ОДЦ позиционируется как самый современный в мире радиохимический завод поколения 3+ (заводы французской компании Areva имеют поколение 2+). Главная особенность внедряемых на ГХК технологий — отсутствие жидких и меньшее количество твердых радиоактивных отходов при переработке ОЯТ.

МОКС-топливо поставляется на реакторы типа БН Белоярской АЭС. Также Росатом работает над созданием РЕМИКС-топлива, которое после 2030 года, возможно, будет использоваться на реакторах типа ВВЭР. В отличие от МОКС-топлива, где плутоний смешивается с обедненным ураном, РЕМИКС-топливо планируется изготавливать из смеси плутония с обогащенным ураном.

При условии, что в стране будет достаточное количество АЭС с разными типами реакторов, работающих на смешанном топливе, Росатому удастся приблизиться к замыканию ядерного топливного цикла.

Екатерина Зубкова

Экономика отработанного ядерного топлива

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.

Загрузка в транспортный контейнер, пожалуй, самого дорогостоящего ОЯТ в мире — из уцелевшего бассейна выдержки 4 блока Фукусимской АЭС

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.

Сухое контейнерное хранение является самым дешевым вариантом промежуточного хранения ОЯТ на сегодня — не нужно здание, если площадка расположена на территории АЭС — не нужна даже дополнительная охрана. Гигаваттный блок за год использует топлива примерно на 2,5 таких контейнера стоимость по 0,5-1 млн $ штука.

Глубокое захоронение ОЯТ сегодня реализуется в виде конкретных проектов в Финляндии, Швеции, США и Швейцарии и исследуется для разных площадок еще в двух десятках стран. Пример Финляндии и Швеции показывает, что стоимость прямого захоронения будет скорее всего в районе 1000 долларов на килограмм ОЯТ или чуть ниже — и общие затраты к моменту окончательного снятия вопроса с ОЯТ с плеч оператора АЭС составят, соответственно что-то вроде 1000-1200 долларов на килограмм. Интересно, что эта сумма составляет примерно половину стоимости свежего топлива.

Контейнеры для окончательного геологического захоронения. Технология требует выдержки в 20-30 лет прежде, чем выполнять это захоронение, впрочем сегодня во многих странах нет проблем с поиском ОЯТ, которое хранится уже 30+ лет

Однако, стоимость прямого захоронения схожа со стоимостью переработки — может быть извлекая ценные материалы можно снизить общие расходы, или даже выйти в плюс?

Кредит

Основным мотивом к радиохимической переработке ОЯТ является наработанное в нем новое ядерное топливо, и чуть шире — вообще делящиеся материалы. Стоимость этих извлекаемых материалов является неким якорем во всей экономике переработки, проще говоря, это однозначно самое ценное, что можно извлечь из ОЯТ. Сравнивая со стоимостью U235, извлеченного из природного урана (примерно 25 тысяч долларов за кг) можно достаточно быстро прикидывать, стоит ли овчинка (переработка) выработки.

Если поискать информацию по стоимости переработки, то можно найти цифры от 700 до 2000 долларов за килограмм тяжелых металлов ОЯТ (без учета веса металлических частей тепловыделяющей сборки с топливом, с которыми тоже приходится возиться, и кислорода — ведь топливо в основном находится в форме оксида). В ОЯТ современных рабочих лошадок атомной энергетики — реакторов PWR/ВВЭР содержится от 1,5 до 2,5% делящихся материалов (первая цифра относится к современным конструкциям топлива, из которых выжимают по максимуму, вторая — к старому, вылежавшемуся ОЯТ).

Перегрузка на АО Маяк нового транспортного контейнера ТУК-141с топливом из реакторов Балаковской АЭС в сентябре этого года — начало процесса переработки

Можно перемножить. Потратив от 700 до 2000 долларов мы получим 25000х1,5-2,5%=375…625 долларов делящихся материалов. Ситуация ухудшается еще больше, если вспомнить об изотопном составе извлеченных из ОЯТ PWR/ВВЭР делящихся материалов — уран будет загрязнен нейтронным ядом U236, а плутоний чуть ли не наполовину состоять из неделящихся изотопов (Pu240, Pu242). Кроме того, последующая фабрикация свежего ОЯТ с довольно радиоактивным плутонием тоже дороже, чем работа с “органическим” обогащенным продуктом природного урана. 

И тут в стройном (я надеюсь) повествовании по экономике ОЯТ, которое есть сегодня стоит сделать шаг в сторону и посмотреть так же на стоимость топливного цикла применительно к быстрым реакторам и ЗЯТЦ — то, что рассматривали специалисты в 60х и 70х как будущее отрасли.

Упрощенная (действительно упрощенная) схема топливного цикла с переработкой без быстрых реакторов довольно бесмысленна, о чем ниже.

И ситуация сразу улучшится. Во-первых, быстрый спектр нейтронов требует гораздо большего количества делящихся материалов в активной зоне, что достигается увеличением их концентрации: до 20-30% плутония или 235 урана, против 4-5% для реакторов с тепловым спектром. Т.е. для получения того же количества Pu239 нам надо переработать в 5-6 раз меньше ОЯТ. Кроме все мы помним о том, что быстрые реакторы — это бридеры, и в ОЯТ у них содержится больше ДМ, чем в свежем топливе! 

Есть еще один аспект, если уж мы сравниваем ДМ из ОЯТ и природный уран. При концентрации ДМ в свежем топливе БН, скажем, 27%, выгорает из этого не больше 11%. Т.е. ⅔ добытого природного урана без переработки пойдут в отвал, что катастрофически роняет экономику быстрых реакторов без переработки ОЯТ (например, БН-600). Ситуация, фактически обратная ВВЭРам.

Но давайте посчитаем. Если из килограмма ОЯТ БН мы извлекаем 300 грамм плутония, то в эквиваленте природного урана наша прибыль — 7500 долларов, что заведомо больше стоимости переработки этого килограмма в 2000 долларов. Тут правда надо вспомнить, что сгорает в следующем цикле около ⅓ извлеченного количества, т.е. доход сокращается до 2500 долларов на килограмм ОЯТ. 

Фактически это означает, что расходы на переработку ОЯТ — фабрикацию нового топлива для быстрых реакторов эквивалентны фабрикации топлива из природного урана — перерабатывающий “хвост” перестает быть обузой.

На деле, конечно, я упрощаю. всякие вещи, типа минорных актиноидов, захоронения продуктов деления тянут экономику переработки в низ, и реальный результат сильно зависит от технологии. Для примера — ниже расчетные цифры по выходу разных неприятных вещей при переработки ОЯТ во Франции (для 6 разных сценариев развития этой переработки) в объеме, охватывающем ОЯТ от 100 до 150 гигаватт мощностей.

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.

Доли различных элементов в продуктах деления U235

В итоге получается, что в лучшем случае, при снятии барьеров на использование слабо радиоактивного палладия, драгоценные металлы могут вернуть около 2-2,5% стоимости переработки ОЯТ, а в худшем — порядка 0,5% и это означает, что их извлечением из осколочной массы никто заниматься не будет. 

Баланс

Заканчивая описание этого раздела необходимо сказать, что выжидательная позиция по захоронению объясняется еще и возможным появлением новых методов переработки ОЯТ, например предлагаемой в рамках БРЕСТ электрорастворением расплава ОЯТ или еще более экзотичными ректификацией фторидов ОЯТ или разделением в виде плазмы. Теоретически, переработка ОЯТ может быть заметно дешевле, выигрывая по общим расходам у сценария с захоронением. Впрочем, стать этой теории практикой мешает позиция США, всячески препятствующей развитию переработки ОЯТ в мире, и технические сложности.

Возвращаясь к экономике: видя общую картину, хочется рассмотреть еще один вариант — бесконечное “промежуточное” хранение. Если заглянуть в оценки операционных расходов площадки хранения, то мы увидим там цифры в 5-15 долларов на килограмм топлива в год, причем 90% этой суммы обуславливается стоимостью охраны площадки. Получается, что разница между стоимостью прямого захоронения и накопленной стоимостью хранения выбирается за 50-100 лет, на которые обычно и рассчитываются контейнеры сухого хранения или здания хранения.

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.

опубликовано econet.ru  Если у вас возникли вопросы по этой теме, задайте их специалистам и читателям нашего проекта здесь.

P.S. И помните, всего лишь изменяя свое потребление — мы вместе изменяем мир! © econet

Отработавшее ядерное топливо в затяжной ядерной войне : Labuda.blog

Трубка для ТВЭЛ крупным планом

Экологические споры вокруг отработанного ядерного топлива (ОЯТ) всегда у меня вызывали легкое недоумение. Хранение этого вида «отхода» требует соблюдения строгих технических мер и предосторожности, обращаться с ним нужно осторожно. Но это же не повод выступать против самого факта наличия ОЯТ и прироста их запасов.

Наконец, почему отходы? Состав ОЯТ содержит много ценных расщепляющихся материалов. Например, плутоний. По разным оценкам его образуется от 7 до 10 кг на тонну ОЯТ, то есть в ежегодно образующемся в России отработанном ядерном топливе, около 100 тонн, содержится от 700 до 1000 кг плутония. Реакторный плутоний (то есть полученный в энергетическом реакторе, а не в реакторе-наработчике) применим не только в качестве ядерного топлива, но и также для создания ядерных зарядов. На сей счет проводились эксперименты, показавшие техническую возможность использования реакторного плутония в качестве начинки ядерных зарядов.

В тонне ОЯТ содержится также около 960 кг урана. Содержание урана-235 в нем невелико, около 1,1%, но уран-238 можно пропустить через реактор-наработчик и получить все тот же плутоний, только теперь уже хорошего оружейного качества.

Наконец, ОЯТ, особенно только что извлеченное из реактора, может выступать в качестве радиологического оружия, причем оно заметно превосходит в этом качестве кобальт-60. Активность 1 кг ОЯТ достигает 26 тысяч кюри (у кобальта-60 — 17 тысяч кюри). Тонна ОЯТ, только что извлеченного из реактора, дает уровень радиации до 1000 зивертов в час, то есть смертельная доза в 5 зивертов набегает всего за 20 секунд. Превосходно! Если противника посыпать мелким порошком ОЯТ, то ему можно нанести серьезные потери.

Все эти качества ОЯТ давно и хорошо известны, только они наталкивались на серьезные технические трудности, связанные с извлечением топлива из тепловыделяющей сборки.

Разобрать «трубку смерти»

Само по себе ядерное топливо — это порошок оксида урана, спрессованного или спеченного в таблетки, небольшие цилиндры с полым каналом внутри, которые помещаются внутрь тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ), из которых собираются тепловыделяющие сборки, помещаемые в каналы реактора.

Вот как раз ТВЭЛ — это камень преткновения переработки отработанного ядерного топлива. Больше всего ТВЭЛ похож на очень длинный ружейный ствол, длиной почти 4 метра (3837 мм, если точно). Калибр у него почти ружейный: внутренний диаметр трубки составляет 7,72 мм. Внешний диаметр — 9,1 мм, а толщина стенки трубки 0,65 мм. Трубка делается либо из нержавеющей стали, либо из циркониевого сплава.

Макет ТВС, на котором хорошо видна конструкция блока, тепловыделяющих элементов и размещение внутри них ядерного топлива

Внутрь трубки закладываются цилиндры из оксида урана, и закладываются плотно. В трубку вмещается от 0,9 до 1,5 кг урана. Закрытый ТВЭЛ надувается гелием под давлением в 25 атмосфер. В ходе кампании урановые цилиндры нагреваются и расширяются, так что в итоге они оказываются намертво заклиненными в этой длинной трубке ружейного калибра. Всякий, кто выбивал шомполом застрявшую в стволе пулю, хорошо может себе представить трудность задачи. Только тут ствол почти 4 метра в длину, и заклиненных в нем урановых «пуль» больше двухсот. Радиация от него такова, что работать с только что вытащенным из реактора ТВЭЛ можно только дистанционно, с помощью манипуляторов или каких-то других приспособлений или автоматов.

Как же извлекали облученного топливо из реакторов-наработчиков? Там ситуация была очень проста. Трубки ТВЭЛ для реакторов-наработчиков делались из алюминия, который прекрасно растворяется в азотной кислоте, вместе с ураном и плутонием. Из раствора азотной кислоты извлекались нужные вещества и шли в дальнейшую переработку. Но энергетические реакторы, рассчитанные на гораздо более высокую температуру, используют тугоплавкие и кислотостойкие материалы ТВЭЛ. Более того, разрезание столь тонкой и длинной трубки из нержавейки — это очень редкая задача; обычно все внимание инженеров сосредоточено на том, чтобы такую трубку прокатать. Трубка для ТВЭЛ — это настоящий технологический шедевр. В общем, предлагались разные способы разрушения или разрезания трубки, но возобладал такой метод: сначала трубку рубят на прессе (можно рубить целиком тепловыделяющую сборку) на куски длиной около 4 см, а потом засыпают обрубки в емкость, где азотной кислотой растворяют уран. Полученный нитрат уранила уже не так трудно выделить из раствора.

И этот метод, при всей его простоте, имеет существенный недостаток. Урановые цилиндры в кусках ТВЭЛ растворяются медленно. Площадь контакта урана с кислотой на торцах обрубка весьма мала и это замедляет растворение. Невыгодные условия реакции.

Если же рассчитывать на ОЯТ как на военно-значимый материал для получения урана и плутония, а также в качестве средства радиологической войны, то надо научиться распиливать трубки быстро и сноровисто. Для получения средства радиологической войны химические способы не годятся: нам ведь надо сохранить весь букет радиоактивных изотопов. Их не так много, продуктов деления, 3,5% (или 35 кг на тонну) : цезий, стронций, технеций, но именно они создают высокую радиоактивность ОЯТ. Потому нужен механический способ извлечения урана со всем остальным содержимым из трубок.

Поразмыслив, я пришел к следующему выводу. Толщина трубки 0,65 мм. Не так много. Ее можно срезать на токарном станке. Толщина стенки примерно соответствует глубине резания многих токарных станков; при необходимости можно применить специальные решения с большой глубиной резания вязких сталей, вроде нержавейки, или использовать станок с двумя резцами. Автоматический токарный станок, который может сам захватить заготовку, зажать ее и обточить — это уже не редкость в наши дни, тем более, что срезание трубки не требует прецизионной точности. Достаточно лишь обтачивать торец трубки, превращая ее в стружку.

Фотография больше для примера того, насколько токарный станок легко справляется с обтачиванием цилиндрических заготовок

Урановые цилиндры, освобождаясь от стальной оболочки, будут выпадать в приемник под станком. Иными словами, вполне возможно создать полностью автоматический комплекс, который будет рубить ТВС на части (длиной, наиболее удобной для обтачивания), складывать отрубки в накопитель станка, дальше станок срезает трубку, освобождая ее урановую начинку.

Если освоить разборку «трубок смерти», то можно использовать отработанное ядерное топливо и как в качестве полуфабриката для выделения оружейных изотопов и производства реакторного топлива, так и в качестве радиологического оружия.

Черная смертоносная пыль

Радиологическое оружие, на мой взгляд, в наибольшей степени применимо в затяжной ядерной войне и, главным образом, для нанесения ущерба военно-экономическому потенциалу противника.

Под затяжной ядерной войной я поднимаю такую войну, в которой ядерное оружие применяется на всех стадиях продолжительного вооруженного конфликта. Не думаю, что крупномасштабный конфликт, который дошел или даже начался с обмена массированными ракетно-ядерными ударами, на них же и закончится. Во-первых, даже после значительного ущерба будут еще оставаться возможности для ведения боевых действий (запасы вооружений и боеприпасов позволяют вести достаточного интенсивные боевые действия еще 3-4 месяца без их пополнения производством). Во-вторых, даже после израсходования ядерных боеприпасов, стоящих на боевом дежурстве, у крупных ядерных стран еще останутся на складах которые, скорее всего, не пострадают, весьма большое количество различных боеголовок, ядерных зарядов, ядерных взрывных устройств. Их можно пустить в ход, и их значимость для ведения боевых действий становится очень велика. Их целесообразно поберечь, и использовать либо для коренного перелома хода важных операций, либо в самой критической ситуации. Это уже будет не залповое применение, а растянутое по времени, то есть ядерная война приобретает характер затяжной. В-третьих, в военно-экономических вопросах крупномасштабной войны, в которой конвенционное вооружение используется наряду с ядерным, вопросы производства оружейных изотопов и новых зарядов, пополнение арсеналов ядерного оружия, явно будут в числе наиболее важных, приоритетных задач. В том числе, конечно, скорейшее создание реакторов-наработчиков, радиохимических и радиометаллургических производств, предприятий по изготовлению комплектующих и сборке ядерных боеприпасов.

Вот как раз в условиях масштабного и затянувшегося вооруженного конфликта важно не дать противнику воспользоваться имеющимся у него экономическим потенциалом. Такие объекты можно уничтожить, на что потребуется либо ядерный боеприпас приличной мощности, либо большой расход конвенционных авиабомб или ракет. Скажем, во время Второй мировой войны для гарантированного выведения крупного завода из строя требовалось сбросить на него от 20 до 50 тысяч тонн авиабомб в несколько приемов. Первая атака останавливала производство и повреждала оборудование, а последующие срывали восстановительные работы и усугубляли повреждения. Скажем, завод по производству синтетического горючего Leuna Werke с мая по октябрь 1944 года атаковали шесть раз, прежде чем производство упало до 15% от нормальной производительности.

Иными словами, само по себе разрушение еще ничего не гарантирует. Разрушенный завод поддается восстановлению, а с сильно разрушенного объекта можно вывести остатки оборудования, пригодного для создания нового производства в другом месте. Хорошо было бы выработать метод, который вообще не позволял бы противнику ни использовать, ни восстановить, ни разобрать на запчасти важный военно-экономический объект. Думается, что радиологическое оружие для этого подходит.

Стоит напомнить, что во время аварии на Чернобыльской АЭС, в которой все внимание обычно было приковано к 4-му энергоблоку, остальные три энергоблока тоже были остановлены 26 апреля 1986 года. Ничего удивительного, они оказались загрязнены и уровень радиации на 3-м энергоблоке, расположенном рядом со взорвавшимся, в тот день составлял 5,6 рентген/час и полусмертельная доза в 350 рентген набегала за 2,6 суток или всего за семь рабочих смен. Понятно, что работать там было опасно. Решение о перезапуске реакторов было принято 27 мая 1986 года, и после интенсивной дезактивации 1-й и 2-й энергоблоки запустили в октябре 1986 года, а третий энергоблок — в декабре 1987 года. АЭС мощностью в 4000 МВт оказалась полностью выведенной из строя на пять месяцев просто потому, что неповрежденные энергоблоки подверглись радиоактивному загрязнению.

Так что, если посыпать вражеский военно-хозяйственный объект: электростанцию, военный завод, порт и так далее, порошком из отработанного ядерного топливо, со всем букетом сильно фонящих изотопов, то противник лишится возможности его использовать. Ему придется потратить многие месяцы за дезактивацию, вводить быструю ротацию работников, строить радиоубежища, нести санитарные потери от переоблучения персонала; выработка же прекратится совсем или очень значительно снизится.

Способ доставки и загрязнения тоже довольно простой: мелко размолотый порошок оксида урана — черная смертоносная пыль — снаряжается в разрывные кассеты, которые в свою очередь снаряжаются в боеголовку баллистической ракеты. В нее свободно может войти 400-500 кг радиоактивного порошка. Над целью кассеты выбрасываются из боеголовки, кассеты разрушаются подрывными зарядами, и мелкая высокорадиоактивная пыль покрывает цель. В зависимости от высоты срабатывания боеголовки ракеты, можно получить сильное загрязнение сравнительно небольшой площади, или же получить обширный и протяженный радиоактивный след с меньшим уровнем радиоактивного загрязнения. Хотя, как сказать, Припять выселили, поскольку уровень радиации составил 0,5 рентген/час, то есть полусмертельная доза набегала за 28 дней и жить постоянно в этом городе стало опасно.

На мой взгляд, радиологическое оружие напрасно назвали оружием массового поражения. Оно может кого-то поразить только в очень благоприятных условиях. Это, скорее, средство заграждения, создающее препятствия для доступа на зараженную территорию. Топливо из реактора, которое может давать активность в 15-20 тысяч рентген/час, как указано в «Чернобыльских тетрадях», создаст весьма эффективное препятствие для использования зараженного объекта. Попытки игнорировать радиацию приведут к высоким безвозвратным и санитарным потерям. С помощью этого средства заграждения можно лишить противника важнейших экономических объектов, ключевых узлов транспортной инфраструктуры, а также важнейших сельскохозяйственных угодий.

В зависимости от ветра может получиться вполне приличное пятно радиоактивного загрязнения

Спутниковый снимок с обозначением важнейших объектов: ЧАЭС и взорвавшегося энергоблока, города Припять, железнодорожной станции Янов, порта. В отличие от авиабомб, радиоактивное загрязнение лишает возможности пользоваться всей инфраструктурой военно-значимого объекта

Такое радиологическое оружие гораздо более простое и дешевое, чем ядерный заряд, поскольку гораздо проще его по конструкции. Правда, в силу очень высокой радиоактивности потребуется специальное автоматическое оборудование для размола извлеченного из ТВЭЛ оксида урана, снаряжения его в кассеты и в боеголовку ракеты. Сама боеголовка должна храниться в специальном защитном контейнере и устанавливаться на ракету специальным автоматическим устройством непосредственно перед пуском. Иначе расчет получит смертельную дозу облучения еще до пуска. Лучше всего ракеты для доставки радиологических боеголовок базировать в шахтах, поскольку там проще решить проблему с безопасным хранением высокорадиоактивной боеголовки до пуска.

Отработанное ядерное топливо — энергетическое образование

Рис. 1. Один вагон поезда фляги для ядерных отходов. ^[1]

После того, как ядерное топливо проходит через реактор один раз, оно называется отработавшим топливом . Это немного неправильное название, потому что в топливе все еще остается изрядное количество энергии. ^[2] Визуально отработавшее топливо выглядит так же, как топливо, которое поступает в реактор, поскольку оно содержится в тепловыделяющих сборках, содержащих керамические топливные таблетки. Однако состав топливных таблеток немного изменился; некоторые из атомов урана в топливе раскололись на более мелкие ядра.В нынешних реакторах расщеплена лишь очень небольшая часть урана, поэтому в топливе осталось так много энергии, и оно не полностью «израсходовано».

Отработавшее топливо — это пучки твэлов, которые больше не могут выдерживать деление в ядерном реакторе. Это происходит потому, что наличие дочерних продуктов деления слишком затрудняет поддержание цепной ядерной реакции. Эти продукты могут быть результатом деления или радиоактивного распада внутри пучка твэлов. ^[2] Большая часть отходов — твердые, но некоторые атомы в отработавшем топливе находятся в газообразном состоянии.Эти изотопы требуют более тщательного удержания, чтобы они не улетали и не вызывали радиационные повреждения. Отходы ядерных энергетических реакторов известны как высокоактивные отходы или ВАО , но есть также и низкоактивные отходы. ^[2]

Основное беспокойство, связанное с этим отработавшим топливом, заключается в том, что оно радиоактивно (и остается радиоактивным в течение длительного времени, прежде чем станет стабильным), однако эта радиоактивность никогда не выходит наружу и не подвергается воздействию людей (или окружающая среда).Эта радиоактивность также приводит к тому, что ядерное топливо выделяет тепло спустя долгое время после удаления из реактора из-за присутствия короткоживущих продуктов деления. ^[3] Это отработавшее топливо всегда защищают, обычно помещая топливо под воду до тех пор, пока излучение не сведется к минимуму до уровней, при которых бетон может действовать как экран. После этого существует несколько вариантов захоронения отработавшего топлива, включая хранение в глубоком геологическом хранилище и переработку ядерного топлива.

Композиция

Отработавшее ядерное топливо различается по составу.Этот состав отчасти зависит от того, как долго топливо находилось в реакторе, но во многом зависит от того, как долго отходы были удалены из реактора . Когда уран-235 (делящийся изотоп ядерного топлива) «сжигается» внутри реактора, процентное содержание урана-235 уменьшается. Другой изотоп урана, уран-238, не подвергается непосредственно сильному делению, но ему требуется дополнительный нейтрон, прежде чем он сможет расщепиться тепловыми нейтронами (это называется плодородным ядром). Уран-238 действительно превращается в плутоний, нептуний, америций и кюрий в этих пучках отработавшего твэла.

Отработанное топливо все еще содержит уран-235, хотя его количество снизилось. Для легководного реактора (такого как PWR или BWR) уровни урана-235 упали примерно до 1%. В реакторах CANDU он еще ниже. Около 95% отработавшего топлива по-прежнему составляет уран-238, который можно снова использовать. Другие соединения, которые сейчас присутствуют в топливе, — это тяжелые изотопы (плутоний, америций, нептуний и кюрий) и другие продукты деления. Поскольку в этих отходах присутствует уран, его можно использовать в быстрых реакторах в качестве топлива.Часть произведенного плутония можно даже использовать в качестве топлива.

Несмотря на то, что отработавшее топливо исчисляется тысячами тонн, оно компактно и однородно. Это означает, что независимо от того, из какого реактора было получено отработавшее топливо, оно одинаково по своему составу, что позволяет относительно легко управлять этими отходами. ^[3]

Хранение и переработка

Отработанное топливо может храниться под водой в бассейнах для отработанного топлива возле электростанций или закапываться глубоко под землей. Эти бассейны действуют как щит и как охлаждающая жидкость для топлива.После значительного охлаждения стержни помещают в сухое хранилище контейнеров . Эти бочки обеспечивают воздушное охлаждение стержней, защиты и очень прочные. ^[3] При хранении под землей необходимо провести съемку, чтобы убедиться, что территория является геологически стабильной, чтобы не нарушать целостность отходов. ^[2]

Отработавшее топливо содержит большое количество урана, поэтому еще остается много пригодного для использования топлива. ^[2] Это делает возможным повторное использование этого топлива, а процесс разделения отработавшего топлива для доступа к этому урану и плутонию известен как репроцессинг . ^[3] Важно отметить, что переработка намного дороже и сложнее, чем добыча урана и его обогащение. Для переработки отходов отработанное топливо химически перерабатывается и используется в быстрых реакторах. Это приводит к уменьшению количества ядерных отходов и увеличению энергии, извлекаемой из сырого урана. В настоящее время Франция и Япония рециркулируют топливо один раз перед его утилизацией, а в США раньше была программа рециркуляции, которая была закрыта из-за образования плутония. Плутоний, пожалуй, самый простой материал для создания ядерного оружия, и поэтому его производство строго контролируется. ^[2]

Разработка реакторов на расплавленных солях может позволить рециркуляцию и воспроизводство без производства плутония или других актинидов. Продукты деления все еще образуются, но уменьшение количества этих актинидов является одним из основных преимуществ использования реакторов на расплаве солей. ^[2]

Для дальнейшего чтения

Список литературы

Международные концепции захоронения ядерных отходов: Ядерные отходы: Утилизация ядерных отходов: world-nuclear.org

(обновлено в апреле 2020 г.)

• Было выдвинуто несколько предложений по созданию региональных и международных хранилищ для захоронения высокоактивных ядерных отходов, и в 2003 году эта концепция получила решительную поддержку со стороны главы Международного агентства по атомной энергии.
• Европейская комиссия финансирует исследования по оценке возможности создания региональных хранилищ отходов в Европе для стран с относительно небольшим количеством ядерных отходов.
• На основании этих исследований 14 стран ЕС решили создать Европейскую организацию по развитию хранилищ (ERDO) для сотрудничества в области утилизации ядерных отходов.
• С 2009 года Международная структура сотрудничества в области ядерной энергии (IFNEC) сосредоточена на возможных многонациональных хранилищах для их безопасности, защищенности и экологических выгод.
• В мае 2016 года комиссия высокого уровня в Южной Австралии рекомендовала создать там международный репозиторий.
• В 2019 году IFNEC заявила, что не время разрабатывать многонациональный репозиторий, пока проекты национальных репозиториев не станут более продвинутыми.

Ответственность за отходы

В настоящее время существует четкое и недвусмысленное понимание того, что каждая страна этически и юридически несет ответственность за свои собственные отходы, поэтому позиция по умолчанию такова, что все ядерные отходы будут захоронены в каждой из примерно 50 заинтересованных стран.

Основные компоненты высокоактивных ядерных отходов образуются в ядерных реакторах, производящих электричество в 31 стране мира. По сути, это не остатки импортного урана. Таким образом, у поставщиков урана нет никаких моральных обязательств в отношении отходов, кроме тех, которые связаны с процедурами гарантий.

Например, австралийский уран поставляется под гарантиями, которые, по сути, представляют собой процедуры учета и инспекции, гарантирующие, что ни уран, ни какой-либо из его продуктов ( e.грамм. Плутоний ) способствуют реализации чаяний любого, кто хочет создать оружие. Совместно с Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) Австралийское бюро по гарантиям и нераспространению отслеживает «обязательные австралийские ядерные материалы» (AONM) на всем пути вплоть до использованного топлива, переработки (если таковая проводится) и рециркуляции плутония (если разделено). ) в смешанном оксидном топливе. То же самое касается канадского урана.

Таким образом, любое международное хранилище отходов имеет последствия в соответствии с Договором о нераспространении ядерного оружия (ДНЯО).Надежность и репутация принимающей страны имеют основополагающее значение для приемлемости проекта для государств-участников ДНЯО, которые включают практически все страны, кроме Индии, Пакистана, Израиля и Северной Кореи. Кроме того, международный договор, подготовленный МАГАТЭ и подписанный большинством стран мира в 1997 году, касающийся обращения с отработанным топливом и высокоактивными отходами и их удаления, требует, чтобы принимающая установка или система соответствовали самым высоким национальным и международным стандартам.

Даже такие страны, как Австралия, не имеющие ядерной энергетики, нуждаются в безопасном удалении долгоживущих радиоактивных отходов своих исследовательских реакторов.

Международные репозитории

В ноябре 2003 г. Генеральный директор Международного агентства по атомной энергии ООН (МАГАТЭ) Мохаммед эль-Барадей сказал Генеральной Ассамблее ООН: «Мы должны … рассмотреть многонациональные подходы к обращению с отработавшим топливом и радиоактивными отходами и их захоронению. В настоящее время более 50 стран хранят отработавшее топливо во временных хранилищах, ожидая переработки или захоронения. Не во всех странах есть подходящие геологические условия для такого захоронения, а во многих странах с небольшими ядерными программами — финансовые и людские ресурсы, необходимые для строительства и эксплуатации. сооружения для геологического захоронения огромны.«

В октябрьской статье он включил исследовательские реакторы в сферу этого предложения и пришел к выводу: «Значительные преимущества — с точки зрения стоимости, безопасности, защищенности и нераспространения — могут быть получены от международного сотрудничества на этих этапах ядерного топливного цикла».

Почти 25 лет назад, в 1980 году, в подготовленном МАГАТЭ отчете об обращении с отходами и их захоронении по Международной оценке ядерного топливного цикла (INFCE) настоятельно рекомендовалось, чтобы предложения «о создании многонациональных и международных хранилищ были разработаны» ввиду их преимуществ с точки зрения нераспространения.Кроме того, в нем говорится, что централизованные установки для захоронения отработавшего топлива и / или остеклованных высокоактивных отходов могут «снизить риск переключения» и быть более экономичными.

Индивидуальные хранилища отработавшего ядерного топлива и других высокоактивных отходов должны быть надежно защищены. Достижение высокого уровня безопасности означает:

• Они могут внести жизненно важный вклад в глобальную экологическую безопасность, обеспечивая постоянное удаление радиоактивных веществ из окружающей человека среды.
• Они могут значительно повысить глобальную безопасность в более широком смысле, предотвращая злонамеренное использование делящихся и радиологических материалов.

Поскольку эти функции менее чем полностью обеспечены в любой из 50 стран, имеющих отношение к радиоактивным отходам, есть оправдание для какого-либо международного сотрудничества и установок, возможно, на региональной основе. В частности, второй пункт, вероятно, лучше всего достигается путем международного сотрудничества под эгидой МАГАТЭ.McCombie and Chapman (2004) ¹ представили аргументы в пользу того, что международное сообщество должно предпринять конкретные шаги для ускорения реализации заслуживающих доверия предложений об общих репозиториях.

В 2004 году МАГАТЭ выдвинуло три концепции многонациональных хранилищ:

• Дополнительное дополнение к большой национальной программе.
• Наднациональный объект с международным управлением и контролем.
• Сотрудничество между странами для создания многонационального хранилища.

В то время как большинство стран должно иметь возможность находить подходящие безопасные участки в стабильных геологических формациях, демонстрация этой безопасности для создания доверия общественности лучше всего достигается там, где существует простая геология.

Безусловно, существует широкий консенсус в отношении того, что геологическое захоронение является единственным способом обеспечения надлежащей безопасности и сохранности при долгосрочном обращении с использованным топливом, которое рассматривается как отходы, а также с отделенными высокоактивными радиоактивными отходами, которые при переработке актиниды, в конечном итоге будут в основном продуктами деления.

Признавая ответственность каждого округа за свои собственные отходы, пределы логики утилизации коренных народов можно увидеть по изменению национальных границ в Европе за последнее столетие. Например, в случае Словении (у которой есть один ядерный реактор), ее столица Любляна политически находилась в пределах семи разных государств за последние 100 лет.

Отчет Королевской комиссии по ядерному топливному циклу Южной Австралии за май 2016 г. ² примечания:

Существуют международные модели, касающиеся перемещения отходов между странами.Базельская конвенция, которая применяется к опасным отходам, кроме радиоактивных, налагает требования на передачу опасных отходов между странами; а именно, передача осуществляется только после получения предварительного обоснованного согласия и только в том случае, если передача представляет собой экологически безопасное решение. В соответствии с этим режимом опасные отходы коммерчески перемещаются. В то время как Объединенная конвенция применяет эквивалентные требования к перемещению радиоактивных отходов между странами, не существует действующих моделей коммерческой передачи использованного топлива для захоронения.

Различные организации изучали потенциальные концепции. Однако существуют коммерческие модели для передачи отработанного топлива между странами для переработки, а также для возврата топлива из реакторов, построенных Росатомом, российской государственной ядерной корпорацией … Великобритания переработала отработанное топливо для многих страны, но не принимает отходы на утилизацию. Во всех случаях передача может происходить только в том случае, если страна-получатель имеет возможность безопасно обращаться с отходами и если такая передача была согласована между заинтересованными странами.

В октябре 2016 года Рабочая группа по надежным услугам в области ядерного топлива (RNFSWG) Международной основы сотрудничества в области ядерной энергии (IFNEC) выпустила отчет «Практические соображения, необходимые для начала принятия решения по окончательному пути захоронения отработавшего топлива для стран с небольшими ядерными программами», основанный на предыдущем отчете. работа, начатая Ариусом, а также исследования, проведенные МАГАТЭ и Агентством по ядерной энергии ОЭСР. В нем отмечается, что в соответствии с Объединенной конвенцией МАГАТЭ о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами договаривающиеся стороны согласились, что страна, которая выгружает отработавшее топливо и получает выгоду от произведенной энергии, несет ответственность за ее обращение. , включая утилизацию.Поскольку утилизация является относительно серьезным бременем при небольших количествах из-за высоких постоянных затрат, предлагается международное сотрудничество. Это двойной путь, выходящий за рамки просто национальных подходов, позволяющий стране предлагать хранилища данных в качестве поставщика услуг.

Это было подробно изложено в презентации IFNEC для МАГАТЭ в середине 2019 года «Разработка концепции многонационального репозитория: изучение альтернативных подходов к финансированию многонационального репозитория». В нем сообщается о семинаре IFNEC, состоявшемся в Париже в 2018 году, на котором рассматривался профиль расходов на хранилище от размещения и лицензирования до строительства (35% от общего объема), эксплуатации (45% от общего объема) и закрытия.Однако он пришел к выводу, что разработка многонационального репозитория еще не пришла вовремя, хотя эта концепция имеет потенциал и ее следует продолжать изучать. Странам с небольшими ядерными программами следует заранее откладывать средства. IFNEC следует продолжить работу по установлению связи любого потенциального поставщика услуг со странами-потенциальными клиентами.

Предложение Южной Австралии

В мае 2016 года сообщила Королевская комиссия по ядерному топливному циклу Южной Австралии. Основная рекомендация заключалась в том, что следует создать установку для захоронения международного отработавшего ядерного топлива и отходов средней активности.Выяснилось, что у государства «есть необходимые атрибуты и возможности для создания объекта по захоронению отходов мирового класса, причем делать это безопасно». На основе «осторожного и консервативного подхода», оценки запасов использованного топлива и потенциального глобального интереса комиссия определила, что такой объект может принести более 100 млрд австралийских долларов дохода сверх расходов (включая резервный фонд в 32 млрд австралийских долларов для закрытие объекта и постоянный мониторинг) в течение 120-летнего срока реализации проекта.

Всемирная ядерная ассоциация заявила, что доклад «коренным образом изменил характер глобального обсуждения ядерных отходов», и многонациональный объект по утилизации отходов, расположенный в Южной Австралии, станет желанным вариантом для стран, эксплуатирующих сегодня ядерные объекты. Это было бы «жизнеспособной альтернативой» национальным проектам. Такое крупное многонациональное хранилище отходов было бы первым в мире и должно предлагать преимущества с точки зрения размещения и экономики по сравнению с более мелкими национальными подходами. ³

Отчет Королевской комиссии Южной Австралии по ядерному топливному циклу (2016 г.), продолжение:

В соответствии с Объединенной конвенцией [о безопасности обращения с отработавшим топливом и безопасности обращения с радиоактивными отходами] любое предложение о хранении и удалении отработанного топлива в Южной Австралии потребует согласия между заинтересованными странами. В Австралии необходимо будет разработать соглашения на уровне договоров между федеральным правительством и соответствующими зарубежными правительствами.В соглашении также необходимо указать договоренности между правительством Австралии и правительством Южной Австралии, чтобы гарантировать выполнение этих обязательств. Могут потребоваться дополнительные соглашения со сторонними странами: например, если они поставили уран в страну, желающую хранить и утилизировать использованное топливо в Южной Австралии …

Поскольку Австралия является нетто-экспортером энергии, она играет важную роль в оказании помощи другим странам в сокращении их выбросов углерода.Сюда входят страны с меньшими возможностями для крупномасштабного внедрения возобновляемых источников энергии, чем Австралия, для которой ядерная энергия вносит существенный вклад в производство энергии с низким содержанием углерода. Для новых участников ядерной энергетики или стран с небольшими перспективами размещения своих собственных установок для захоронения отработанного топлива международное решение устранит значительное препятствие для нового или продолжающегося использования ядерной энергии в качестве низкоуглеродной технологии. В результате Австралия получит репутационную и финансовую выгоду, разместив у себя установку по утилизации международного использованного топлива.

За исключением стран, которые привержены разработке национальных решений или уже имеют структурированные программы, ведущие к созданию внутреннего объекта, а также стран с законами, запрещающими экспорт отходов, в отчете указывается 90 000 тонн использованного топлива и почти 270 000 кубометров отходов среднего уровня (ILW ) как потенциально доступный рынок и доступный сегодня для австралийского репозитория. Эти объемы, составляющие около четверти реально используемого в мире топлива и САО, ежегодно увеличиваются.К 2090 году объемы составят 276 500 тонн и 782 000 м ³ соответственно. Анализ жизнеспособности основан на половине этих сумм.

На основании подробного анализа комиссия пришла к выводу, что разумная базовая цена для целей оценки жизнеспособности будет составлять 1,75 млн австралийских долларов за тонну использованного топлива. Это основано на разумной базовой оценке «готовности платить» в размере 1,95 миллиона австралийских долларов за тонну, минус 0,2 миллиона австралийских долларов за тонну, чтобы учесть расходы, понесенные клиентами при подготовке и доставке отходов в Южную Австралию.

Относительно среднеактивных отходов в отчете Королевской комиссии говорится:

Обращение с отходами средней активности и их удаление требует гораздо меньшей готовности платить, чем за использованное топливо. Это связано со способностью страны складировать среднеактивные отходы, образующиеся с атомных электростанций или других источников (например, снятых с эксплуатации ядерных установок), в экранированных контейнерах гораздо быстрее, чем использованное топливо …

Однако в отчете Министерства энергетики и изменения климата Великобритании за 2011 год указано, что 25 900 фунтов стерлингов за м ³ (в текущих условиях 66 000 австралийских долларов за м ³ ) представляют собой сбор, который должен взиматься с АЭС. операторов, чтобы отразить текущие затраты и потенциал будущего роста.В интересах консерватизма и для покрытия расходов на упаковку и транспортировку (которые не так четко определены, как для использованного топлива) цена в размере 40 000 австралийских долларов за м ³ считается подходящей для целей анализа жизнеспособности.

За временным наземным хранилищем отработанного топлива внутри специально сконструированных контейнеров последует глубокое геологическое захоронение, проект хранилища основан на строящемся в Олкилуото в Финляндии на глубине 400-450 метров.Согласно анализу, объект для геологического захоронения отработанного топлива условно совмещен с объектом для хранения среднеактивных отходов, где эти упаковки помещаются в хранилища средней глубины 50-250 метров. В отчете говорится, что интегрированные объекты, способные хранить и утилизировать использованное топливо, будут жизнеспособными.

В ряде реалистичных сценариев такая установка была бы высокорентабельной. Срок создания временного хранилища и соответствующей транспортной инфраструктуры, включая гавань, порт и железную дорогу, составит 11 лет после начала проекта.Перенос отработанного топлива и САО из наземного хранилища в подземное хранилище начнется через 28 лет. Таким образом, выручка начнется в 11-м году, исходя из 3000 т / год использованного топлива, то есть 5,25 млрд австралийских долларов в год в течение 30 лет после этого просто за топливо. Общие капитальные затраты составят 41 миллиард австралийских долларов в течение нескольких лет, включая 25% непредвиденных обстоятельств, и операционные расходы с 11 года около 0,878 миллиона австралийских долларов (в 2015 году). Общий общий доход (в недисконтированном выражении) составит более 257 миллиардов австралийских долларов, а общие затраты — 145 миллиардов австралийских долларов.К 2030 году реализация проекта увеличит валовой государственный продукт на 4,7% и занятость на 1,9%.

Законодательные изменения потребуются на уровне штата и федеральном уровне.

ARIUS и Европа — ERDO

В начале 2002 г. была создана новая некоммерческая организация для продвижения концепции региональных и международных установок для хранения и захоронения всех типов долгоживущих ядерных отходов. Это АРИУС — Ассоциация региональных и международных подземных хранилищ. Ключевая цель заключается в изучении способов предоставления общих подходов к обращению с радиоактивными отходами и установок, в частности установок для хранения и захоронения, для более мелких пользователей.Членство открыто и включает страны с небольшими ядерными программами, а также промышленные организации с соответствующими интересами. Арий является преемником предложения Пангеи (см. Ниже).

Arius изначально был ориентирован на Европу и возможность создания там региональных хранилищ. В предложенной Европейской комиссией директиве 2003 года говорилось, что предпочтение отдается геологическому захоронению радиоактивных отходов, и: «Подход с участием двух или более стран может также дать преимущества, особенно странам, у которых нет или ограничены ядерные программы, поскольку он обеспечит безопасное и менее затратное решение для всех вовлеченных сторон.» ⁴

В середине 2003 года Ариус инициировал проект SAPIERR (Действие поддержки: Пилотная инициатива для европейских региональных репозиториев), который получил одобрение Европейской комиссии. Это было предпринято в течение двух лет до 2005 года, чтобы помочь ЕС решить проблему регионального хранилища, отмеченную ранее в предлагаемой директиве ЕС по радиоактивным отходам. Это позволило идентифицировать потенциальные варианты регионального сотрудничества и региональных репозиториев, но не распространялось на идентификацию участков.Словакия обеспечила координацию проекта.

После этого пилотного исследования в сентябре 2006 г. был начат финансируемый ЕС проект SAPIERR II (Стратегический план действий по внедрению европейских региональных хранилищ) по оценке осуществимости европейских региональных хранилищ отходов, что свидетельствует о признании в ЕС необходимости создания 25 национальных хранилищ. не является оптимальным с экономической точки зрения или с точки зрения безопасности. Проект соответствовал предложениям Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), России и США (с Глобальным партнерством в области ядерной энергии, ныне IFNEC) о многостороннем сотрудничестве в области топливного цикла в целях повышения глобальной безопасности.Общие хранилища высокоактивных ядерных отходов являются важным элементом этого.

В январе 2009 г. в Брюсселе состоялся заключительный симпозиум проекта SAPIERR II. Результаты исследований жизнеспособности общих региональных европейских геологических хранилищ были представлены 50 участникам из 21 страны. Рассмотренные аспекты включали организационные и правовые вопросы, экономические последствия, соображения безопасности и защиты, а также общественное и политическое отношение к многонациональным хранилищам.

Основным результатом этого стало то, что 14 стран * приняли решение перейти к созданию Европейской организации развития репозиториев (ERDO). Первым шагом в стратегии было создание самофинансируемой рабочей группы (ERDO-WG) заинтересованных стран в 2009 году для подготовки модели консенсуса для согласования для ERDO, используя результаты SAPIERR II в качестве отправной точки. Он предлагает родственную организацию агентствам по утилизации отходов из европейских стран, которые выбрали чисто национальную программу захоронения.Эта модель была представлена ​​потенциально заинтересованным странам, и в некоторых из них до сих пор ведутся внутренние дискуссии о принятии многонационального решения в качестве одного из вариантов ответа на требования, предъявляемые к государствам-членам ЕС Директивой ЕС по отходам 2011 года. ^a Некоторые государства-члены уже решили следовать этому курсу. Секретариат ERDO-WG обеспечивается ARIUS, а администрация — Нидерландским агентством по отходам, COVRA.

В сентябре 2014 года Arius вместе с европейскими партнерами представил предложение COMS-WD (сотрудничество между государствами-членами, отвечающими на Директиву об отходах) для исследовательской и инновационной программы ЕС Horizon 2020 стоимостью 80 миллиардов евро.Девять стран ЕС (Австрия, Хорватия, Дания, Греция, Италия, Нидерланды, Польша, Португалия и Словения) и Объединенный исследовательский центр Института трансурановых элементов (JRC-ITU) участвовали в этом с Arius. JRC-ITU участвует в обеспечении непрерывного сотрудничества с другими проектами ЕС. Однако это предложение было отклонено как «выходящее за рамки» Horizon 2020. Тем не менее, многонациональный или двухканальный вариант включается некоторыми странами в их стратегии, отвечающие Директиве по отходам, — пока Нидерланды и Словения.

АРИУС и Персидский залив

Наряду с ERDO, Arius оценивает, будут ли аналогичные региональные общие решения подходящими и интересными для новых ядерно-энергетических программ в регионе Персидского залива, Ближнего Востока и Северной Африки (MENA), а также в Юго-Восточной Азии. Общая цель — оценить интерес в каждом регионе к работе с региональными организациями по разработке репозиториев (RDO), подобными ERDO в Европе. Предварительное исследование было завершено в 2011 году, а финансирование еще одного двухлетнего проекта было выделено в середине 2011 года двумя фондами США.В 2011 году постоянный представитель Объединенных Арабских Эмиратов (ОАЭ) в МАГАТЭ поднял вопрос о возможности создания регионального хранилища и сказал: «Среди стран ССЗ есть потенциал для широкого сотрудничества в этой области, включая управление отходами и удаление отходов». Окончательный отчет о предварительном исследовании был опубликован в феврале 2016 года.

В апреле 2012 года в Абу-Даби состоялась первая встреча, организованная Федеральным агентством по ядерному регулированию (FANR) ОАЭ при поддержке МАГАТЭ.Присутствовали около 35 участников, в основном из организаций по управлению и планированию отходов ОАЭ. ОАЭ были очевидным местом проведения первой встречи, поскольку у них самая передовая программа ядерной энергетики в регионе, а также они официально взяли на себя обязательство придерживаться двойной стратегии обращения с радиоактивными отходами, которая предполагает разработку национальной программы хранения и захоронения параллельно с изучением регионального сотрудничества параметры. Продолжение встречи в Абу-Даби состоялось в ноябре 2012 года в Тунисе, организовано Арабским агентством по атомной энергии (AAEA) с расширенной группой участвующих стран MENA.В шести странах, входящих в регион Совета сотрудничества стран Персидского залива, в который входят две страны с расширяющимися программами ядерной энергетики (ОАЭ и Саудовская Аравия), также рассматривается возможность запуска совместного проекта по возможности совместного хранения и / или установок для захоронения. Затем последовало дальнейшее обсуждение, в том числе на семинаре в январе 2015 года в Абу-Даби.

Arius подсчитал, что стоимость такого общего регионального хранилища на Ближнем Востоке может составить 4 миллиарда долларов, но принесет большую отдачу в виде региональной безопасности.Он не понадобится примерно до 2080 года.

Европейские инициативы и инициативы в странах Ближнего Востока и Северной Африки будут служить образцом для подражания для возможной инициативы Юго-Восточной Азии, к которой проявили интерес представители потенциальных стран-новичков в области ядерной энергетики, таких как Малайзия и Вьетнам, и где участие в зрелых ядерно-энергетических программах региона ( например, в Южной Корее и на Тайване) добавит дополнительное измерение к проблеме. После встречи в январе 2014 года в Индонезии запланированы дальнейшие встречи.

Группа ЕС, Платформа по внедрению технологий геологического захоронения радиоактивных отходов (IGD-TP), была создана в 2009 году несколькими организациями ЕС для поддержки исследований, связанных с ее видением, и помощи различным программам ЕС. Он не имеет представительства на правительственном уровне, но частично финансируется ЕС.

Лизинг топлива

Поступил ряд предложений по лизингу топлива. В настоящее время обычный процесс заключается в том, что коммунальное предприятие покупает уран у горнодобывающей компании, затем его конвертируют, обогащают и производят, прежде чем использовать и выгружать отработанное топливо.За использованное топливо несет ответственность страна, в которой оно использовалось, как указано в первых параграфах в начале этой страницы.

Лизинг топлива — это альтернативная концепция, при которой коммунальное предприятие сдает в аренду изготовленное топливо у поставщика, возможно, в другой стране, и после того, как оно было использовано, этот поставщик забирает его обратно. Эта концепция еще не используется, за исключением некоторых очень ограниченных применений, в основном для построенных Россией атомных электростанций в государствах, не обладающих ядерным оружием ( e.грамм. Бангладеш, Турция, Иран). Затем поставщик добавлял бы арендованное использованное топливо в свои более крупные запасы, чтобы хранить его для последующей утилизации или переработки и рециркуляции, и в этом случае ценные компоненты будут принадлежать поставщику / арендатору топлива.

Эта концепция была частью Глобального партнерства по ядерной энергии (ныне IFNEC), запущенного в 2006 году с целью ограничить распространение чувствительных технологий, таких как обогащение, но в рамках этой программы она не была реализована. Из всех ядерных поставщиков Россия выразила наибольшую поддержку лизингу и возврату топлива.Контракт на поставку топлива Россией с Ираном включает в себя лизинг, и Иран обязан отправлять отработанное топливо обратно в Россию. Российское законодательство разрешает импорт иностранного отработавшего топлива для переработки и возврата отходов (как и при переработке отработанного топлива других стран во Франции и Великобритании), а позиция России по умолчанию при поставке реакторов в государства, не обладающие ядерным оружием, заключается в том, чтобы вернуть российское топливо. — исходное топливо, не требуя возврата отходов, как в случае с Ираном.

Предложение Пангеи

В 1990-х годах британская компания Pangea Resources определила, что Австралия, южная часть Африки, Аргентина и западный Китай обладают наиболее подходящими геологическими характеристиками для создания глубокого геологического хранилища, причем Австралия пользуется преимуществами по экономическим и политическим причинам.Он будет расположен там, где геология была стабильной в течение нескольких сотен миллионов лет, так что нет необходимости полностью полагаться на надежную инженерно-техническую систему барьеров для надежной изоляции отходов в течение тысяч лет.

Это будет коммерческое предприятие со специальной портовой и железнодорожной инфраструктурой. Он будет принимать отработавшее топливо и другие отходы коммерческих реакторов, а также, возможно, материалы программ утилизации оружия.

Пангея резюмировала ситуацию так: ⁶

По-новому взглянув на причины трудностей, с которыми сталкивается большинство национальных программ по захоронению, и отбросив предубеждение о том, что каждая страна должна создавать свои собственные объекты для захоронения, можно определить класс простых, превосходных площадок с высокой степенью изоляции что может обеспечить многонациональную основу для решения проблемы захоронения ядерных отходов.

Относительно небольшие объемы высокоактивных отходов или отработавшего топлива, образующиеся в результате производства ядерной энергии, делают совместные хранилища практически осуществимым предложением. Для малых стран эффект масштаба, который может быть достигнут, делает эту концепцию привлекательной. Для всех стран объективный учет относительных достоинств национальных и многонациональных решений является разумной частью планирования обращения с долгоживущими радиоактивными отходами.

В начале 1999 года Pangea Resources представила австралийской общественности свое проектное предложение, ожидая, что это «инициирует обсуждение, которое позволит нам более полно оценить осуществимость и стратегию нашего предложения… по существу ».

Первоначальный ответ федерального правительства, однако, заключался в том, чтобы повторить давнюю двухпартийную политику Австралии по отказу от импорта ядерных отходов и заявить, что не было немедленного намерения рассматривать такое предложение. Затем, после беглого рассмотрения, парламент Западной Австралии принял закон, запрещающий захоронение иностранных высокоактивных отходов в штате без специального одобрения парламента. Пангея продолжила свои геологические исследования в этом штате, одновременно распространив технико-экономическое обоснование на другие потенциальные принимающие регионы.

Цели

Pangea состояли в том, чтобы разместить установку для глубокого геологического захоронения в регионе, где геологические и биосферные условия соответствуют проверке простоты в сочетании с надежностью. Это необходимо для демонстрации того, что производительность установки с точки зрения безопасности будет соответствовать самым высоким международным стандартам и международным требованиям безопасности. В дополнение к идеальным геологическим характеристикам, принимающая страна должна быть предпочтительно страной первого мира, стабильной демократией, знакомой с высокотехнологичными предприятиями.

Стратегия

Pangea подразумевает, что геологический барьер может быть основным барьером безопасности, в отличие от некоторых других концепций потенциальных хранилищ, где форма отходов и инженерные барьеры должны быть более доминирующими. Есть побочное преимущество в том, что может быть достаточно менее сложных и менее дорогих инженерных барьеров. Пангея также увидела потенциальную пользу общественного признания в том, что опора на простой геологический барьер может быть более понятна и принята.

Концепция Пангеи предусматривала выделенный порт и железнодорожное сообщение с местом хранения на суше, охватывающее примерно 5 км ² на поверхности и 20 км ² под землей (500 метров вниз).В любой момент времени будет флот из 35 специализированных и специально построенных кораблей.

Австралийские предшественники

У предложения Пангеи были австралийские предшественники. Например, в 1983 году лейбористское правительство поручило Австралийскому совету по науке и технологиям (ASTEC) подготовить отчет о роли Австралии в ядерном топливном цикле. В отчете ASTEC 1984 г. ⁷ рекомендовалось не только продолжать добычу урана, но и участвовать в других стадиях топливного цикла, таких как обогащение.Он также отметил «особую необходимость международного сотрудничества в разработке программ управления (высокоактивными) отходами» и желательность предоставления доступа к геологическим площадкам самого высокого качества для захоронения высокоактивных отходов (параграф 2.3.51).

Концепция Pangea восходит к группе Synroc Study Group, которая начала свою деятельность в конце декабря 1988 года. Исследовательская группа Synroc была механизмом, созданным австралийским правительством для изучения коммерческого потенциала Synroc в глобальном контексте.Его провели четыре ведущие австралийские ресурсные компании при поддержке Австралийской организации ядерных наук и технологий (ANSTO) и Исследовательской школы наук о Земле при Австралийском национальном университете.

В настоящее время государственная политика не предусматривает ввоз ядерных отходов в Австралию, и это неоднократно подтверждалось правительственными источниками. Для того чтобы любое предложение по хранилищу было успешным в любой стране, оно должно получить различные правительственные разрешения и соответствовать требованиям полномасштабного лицензирования и воздействия на окружающую среду в принимающей стране.

В случае, предложение оказалось опережающим свое время для Австралии и, очевидно, в других местах.

Российские планы 2001-06

В 2001 году российский парламент (Дума) принял закон, разрешающий импорт отработавшего ядерного топлива. Президент подписал это в законе и учредил специальную комиссию для утверждения и контроля такого импорта. Комиссия будет состоять из 20 членов, по пять от Думы, Совета (верхней палаты), правительства и кандидатов в президенты.Его возглавит Жорес Алферой, депутат, который одновременно является вице-президентом Российской академии наук и лауреатом Нобелевской премии по физике.

В 2003 году Краснокаменск был предложен в качестве места для крупного хранилища отработавшего топлива — это город в 7000 км к востоку от Москвы в Читинской области и центр добычи и обогащения урана, рудники принадлежат Приаргунскому комбинату.

Эта схема получила развитие в 2005 году, когда Дума ратифицировала Венскую конвенцию о гражданской ответственности за ядерный ущерб.Однако в июле 2006 года «Росатом» объявил, что не будет принимать топливо иностранного производства.

Примечания и ссылки

Банкноты

а. В конце 2011 года рабочая группа ERDO во главе с представителями национальных программ Нидерландов и Словакии подготовила набор документов, в которых излагаются возможная структура, методы работы и варианты финансирования для официального, многонационального, европейского агентства по управлению отходами (ERDO). . Эти документы были представлены всем правительствам ЕС, которые могут быть заинтересованы в активном участии в подготовке этого следующего шага, а также предоставлены в качестве информации тем европейским странам, как Швеция, Финляндия и Франция, которые выбрали чисто национальные подходы к управлению. их радиоактивные отходы.Обсуждения с потенциальными участниками ведутся с 2012 года, и получен ряд положительных отзывов. В декабре 2013 года ЕК, Группа по отходам Европейского форума ядерной энергии (ENEF) и ERDO-WG организовали встречу в Люксембурге, чтобы обсудить, как помочь всем странам-членам ЕС выполнить требования, установленные Директивой ЕС по отходам 2011 года. ⁵ На встрече был рассмотрен тот факт, что некоторые государства-члены ЕС недостаточно хорошо оснащены для достижения целей директивы, но могут разработать общую программу для выполнения многих из ее требований.[Назад]

Список литературы

1. Чарльз МакКомби и Нил Чепмен, Центры ядерного топливного цикла — старая и новая идея, Ежегодный симпозиум Всемирной ядерной ассоциации 2004 г., состоявшийся в Лондоне, Великобритания, 8-10 сентября 2004 г. [Назад]

2. Королевская комиссия по ядерному топливному циклу, Правительство Южной Австралии, Отчет Королевской комиссии по ядерному топливному циклу (май 2016 г.) [Назад]

3. Выводы Королевской комиссии создают золотую середину в обсуждении ядерных отходов, Всемирная ядерная ассоциация, заявление для прессы (9 мая 2016 г.) [Назад]

4.Комиссия Европейских сообществ, Предложение по Директиве Совета (Евратом) по обращению с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами, COM / 2003/0032 final — CNS 2003/0022 (30 января 2003 г.) [Назад]

5. Директива Совета 2011/70 / Евратом от 19 июля 2011 г., устанавливающая рамки Сообщества для ответственного и безопасного обращения с отработавшим топливом и радиоактивными отходами, Официальный журнал Европейского Союза, L 199, стр. 48-56 (2 августа 2011 г.)

6. Предложение по глобальному хранилищу ядерных отходов подчеркивает австралийский ядерный энергетический вакуум , Energy News Journal, 17 (2), p37-39 (1999) [Назад]

7.Австралийский совет по науке и технологиям (ASTEC) и Ральф Ован Слейер, Роль Австралии в ядерном топливном цикле: отчет премьер-министру, май 1984 г. / Австралийский совет по науке и технологиям (ASTEC) , Издательская служба правительства Австралии (1984 г.) ) [Назад]

Общие ссылки

Сайт Arius
Веб-сайт Рабочей группы Европейской организации по развитию репозиториев (ERDO-WG)
Чарльз Маккомби, Ответственное расширение ядерной энергетики требует глобального сотрудничества по обращению с отработавшим топливом, Инновации: технологии, управление, глобализация , MIT Press, vol.4 (4), стр. 209-212 (октябрь 2009 г.)
Томаж Жагар, Шон Тайсон, Роберт Мюсслер, Разработка концепции многонационального хранилища: изучение альтернативных подходов к финансированию многонационального хранилища, представленный на Международной конференции по обращению с отработавшим топливом ядерных энергетических реакторов 2019, проходившей в Вене, Австрия, 24-28 июня 2019 год
Международное агентство по атомной энергии, Разработка многонациональных хранилищ радиоактивных отходов: инфраструктурная основа и сценарии сотрудничества, IAEA-TECDOC-1413 (октябрь 2004 г.)
Международное агентство по атомной энергии, Многосторонние подходы к ядерному топливному циклу, Отчет группы экспертов Генеральному директору МАГАТЭ (апрель 2005 г.)
Международное агентство по атомной энергии Хранение и захоронение отработавшего топлива и высокоактивных радиоактивных отходов, отчет 50-й Генеральной конференции (2006 г.)
Международная рамочная программа сотрудничества в области ядерной энергии (IFNEC), Рабочая группа по надежному ядерному топливу, Обзор двойного подхода к национальным вспомогательным программам , введение в «Практические соображения, необходимые для начала решения вопроса об окончательном способе захоронения отработавшего топлива для стран с небольшими ядерными программами» (Октябрь 2016)

Характеристики

и проблемы обращения с высокорадиоактивными отходами

Германия отказывается от использования ядерной энергии до 2022 года.В настоящее время девять легководных реакторов из девятнадцати все еще подключены к сети. На всех электростанциях образуются высокоактивные ядерные отходы, такие как отработанный уран или смешанное уран-плутониевое топливо, с которыми необходимо надлежащим образом обращаться. Более того, остеклованные высокоактивные отходы, содержащие второстепенные актиниды, продукты деления и следы потерь от переработки плутония, образующиеся на предприятиях по переработке, должны быть утилизированы. В документе были сделаны оценки немецкого наследия отработавшего топлива (содержание тяжелых металлов) и нуклидного состава этого инвентаря.В используемой методологии используются передовые методы моделирования ядерного топливного цикла, чтобы воспроизвести работу немецких атомных электростанций с 1969 по 2022 год. Для этой цели был принят код NFCSim, разработанный LANL. Было подсчитано, что до остановки последнего немецкого реактора будет произведено ~ 10 300 тонн необработанного отработавшего ядерного топлива. Этот инвентарь будет содержать ~ 131 тонну плутония, ~ 21 тонну второстепенных актинидов и 440 тонн продуктов деления. Помимо этого, ок.Будет присутствовать 215 тонн остеклованных ВАО. Поскольку продукты деления и трансурановые элементы остаются радиоактивными с 10 ⁴ до 10 ⁶ лет, оцениваются характеристики наследия отработавшего топлива за этот период и обсуждается их влияние на хранилище распада и окончательное захоронение.

1. Введение

Вследствие аварии на Фукусиме девять электростанций (из 19 первоначально) все еще подключены к сети в Германии. Парк энергоблоков общей электрической мощностью около 12 ГВт состоит из легководных реакторов: 7 реакторов с водой под давлением (PWR) и 2 реакторов с кипящей водой (BWR).Не позднее конца 2022 года Германия постепенно откажется от ядерной энергетики. С 13-й поправкой к Закону об атомной энергии (от 6 августа 2011 г.) [1] лицензия на эксплуатацию семи самых старых атомных электростанций, Библии A и B, Брунсбюттель, Неккарвестхайм 1, Изар 1, Унтервезер, Филипсбург 1 и Крюммель, закрыта. вниз во время моратория в марте 2011 года, уже истек. Лицензии на эксплуатацию оставшихся АЭС истекают в период с 2015 по 2022 год с последними возможными датами останова: 2015 год для PP Grafenrheinfeld, 2017 год для PP Gundremmingen, 2019 год для PP Филипсбург, 2021 год для PPs Grohnde, Gundremmingen C и Brokdorf, 2022 год для PPs Isar 2, Эмсланд и Неккарвестхайм 2.

За последние два десятилетия цель Германии изменилась также в связи с обращением с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ). Поставка отработавшего топлива, выгружаемого из энергетических реакторов, на переработку за границу запрещена с середины 2005 года, прямое захоронение отработавшего топлива стало согласно закону единственным дополнительным вариантом. До 2005 года из-за Закона об атомной энергии 1994 года, который включал требование о повторном использовании делящегося материала, содержащегося в ОЯТ, операторы электростанции могли либо загружать плутоний, выделенный во время переработки отработавшего топлива, обратно в реакторы при производстве смешанного оксидного топлива, либо хранить его. Промежуточно отработавшее топливо на площадках промышленных ЭУ для будущего размещения в геологическом хранилище.Очевидно, что на сегодняшний день серьезной проблемой в Германии является разумное и общепринятое обращение с образующимися ядерными отходами: ОЯТ и высокоактивными отходами (ВАО) в средний и долгий периоды времени.

В этом документе основное внимание уделяется характеристикам распада немецкого отработавшего топлива и рассматривается возможное влияние ВАО на варианты обращения. Первая задача состоит в том, чтобы определить количество и концентрацию радиоактивных нуклидов в основной части запасов отработавшего топлива (тяжелых металлов), которые производились немецкими НП до закрытия флота, то есть до 2022 года.Эта задача была выполнена с помощью кода расширенного анализа топливного цикла, примененного для воспроизведения рабочих характеристик каждого немецкого PP для моделирования немецкого сценария поэтапного отказа и для отслеживания концентрации нуклидов в котле в зависимости от времени, в зависимости от целевого выгорания и свежего топлива. состав и его эволюция вне кучи за время охлаждения хранилища. Рассмотрены все объекты топливного цикла. Опасные составляющие ВАО, которые могут иметь наибольшее значение для безопасности хранения распада и могут рассматриваться как часть источника для хранилища, оцениваются количественно, и обсуждается их влияние на дальнейшие варианты управления.

2. Оценка количества отработавшего топлива и изотопного состава

Отработавшее ядерное топливо производится в Германии с 1970 года. Накопленные запасы ОЯТ происходят от легководных реакторов, загруженных оксидом урана и смешанным оксидным топливом. Когда LWR достигнет равновесия в производстве радиоактивных веществ, в выгруженном топливе можно будет идентифицировать около 51 нового актинида и более 250 продуктов деления, все радиоактивные. Степень выгорания свежего топлива в реакторе, то есть количество эффективных дней облучения топлива на полной мощности в активной зоне реактора, определяет количество образовавшихся высокоактивных отходов.Для оценки количества и нуклидного состава совокупного отработавшего топлива, которое было произведено девятнадцатилетней парком ЭП Германии до 2022 года, были выполнены имитационные исследования сценария отказа от атомной энергетики Германии. Для этой цели использовался код анализа топливного цикла NFCSim [2], который обеспечивает материальные балансы жизненного цикла для различных, но взаимосвязанных объектов парка реакторов. В NFCSim встроены как модуль критичности, так и модуль выгорания. Модуль критичности работает в переходных и равновесных режимах управления топливом на уровне партии перегрузки.Для оценки накопленной массы и изотопного состава ОЯТ была разработана динамическая имитационная модель немецкого парка ПП. Это было проверено на соответствие опубликованным данным, показывающим, что основные средние рабочие характеристики парка воспроизводятся согласованным образом.

2.1. Имитационные исследования сценария поэтапного вывода из эксплуатации в Германии

Сценарий вывода из эксплуатации ядерной энергетики был смоделирован в соответствии с графиком ускоренного вывода из эксплуатации электростанции [1], утвержденным в 2011 году. Было оценено поведение парка с сегодняшнего дня до закрытия последнего коммерческого реактора. на основе экстраполяции текущих тенденций.Историческая характеристика немецкого флота была сделана с использованием параметров верхнего уровня реактора, частично заимствованных из предыдущего исследования [3]. Все моделирование, от первой поставки электроэнергии с PP Obrigheim в 1969 году до остановки PP Неккар-2 в 2022 году, было выполнено за один расчет. Вместо того, чтобы пытаться воссоздать каждый отдельный цикл для каждого реактора, ключевые параметры реактора, такие как коэффициенты нагрузки, выгорание при выгрузке топлива и продолжительность цикла, были рассмотрены таким образом, чтобы их средние значения для парка представляли реалистичные средние значения и хорошо приближались к опубликованным реальностям для данного типа реактора. .

В сценарии NFCSim явно обрабатывались модели 13 PWR и 6 BWR. Восемь — полипропилен, загруженный только топливом из оксида урана, обогащенного U235 (UOX); остальные одиннадцать имеют лицензию на загрузку как UOX, так и смешанного уран-плутониевого оксида (MOX) топлива. МОКС-топливо используется в Германии с 1980 года. Были смоделированы немецкие LWR прямоточные и частично замкнутые топливные циклы, включая переработку (после охлаждения не менее пяти лет) отработавшего LWR-топлива до 2005 года и изготовление МОКС-топлива. Для каждого объекта был собран набор параметров верхнего уровня реактора, таких как тепловая мощность, инвентарь активной зоны, даты запуска и запланированного останова, а также периоды, в течение которых реакторы, способные работать с МОХ-топливом, сжигают МОХ-топливо.Другая информация, например, выгорание при выпуске, время нарастания и простоя для каждого цикла (коэффициенты нагрузки), доля МОХ-топлива в активной зоне, используемая в реакторах, способных работать с МОХ-топливом, не была доступна полностью, поэтому использование МОКС-топлива оценивалось на основе известного времени интервалы, в течение которых конкретные реакторы сжигали МОКС [4]. Эта оценка основывалась на опубликованных данных о количестве немецкого отработавшего топлива, которое было переработано на объектах в Германии, Франции и Великобритании. Проанализированы партии из 432 топливных партий PWR-UOX, 152 PWR-MOX, 231 BWR-UOX и 31 BWR-MOX, включая переходные пусковые и остановочные.Для каждой партии топлива расчеты распада, связанные со старением отработавшего топлива, необходимые для правильной оценки накопления и истощения изотопов, были выполнены с помощью кода NFCSim с использованием модуля выгорания и истощения ORIGEN [5]. Кроме того, NFCSim может моделировать исторические и будущие изменения коэффициентов выгорания топлива и нагрузки реактора, то есть набор партий, сгенерированных при моделировании, имеет возраст и распределение выгорания. Это приводит к более точным оценкам концентрации нуклидов, чем обычно используемый подход для расчета инвентарного количества нуклидов в ОЯТ для выбранных, дискретных 2 или 3 репрезентативных и усредненных значений выгорания [6], достаточных, однако, для исследований безопасности хранилищ.

Как уже упоминалось, моделирование NFCSim охватывает весь период работы PP, то есть с 1969 по 2022 год, а не начиная с сегодняшнего дня. Такой подход был выбран по двум основным причинам. Во-первых, хотя существуют некоторые опубликованные данные о текущих запасах ОЯТ в Германии, эти данные не являются достаточно полными в отношении изотопного состава ОЯТ и не позволяют адекватно различать типы топлива. Во-вторых, моделирование исторического поведения парка реакторов с целью воспроизведения имеющихся совокупных запасов ОЯТ дает хорошую возможность для сравнительного анализа параметризации парка реакторов, используемой во входной модели NFCSim.

Воспроизведенная траектория выгорания ПП со средними значениями выгорания показана на Рисунке 1 с учетом «переходных» значений, то есть значений, характерных для запуска или останова ЭП.

2.2. Результаты

Первым результатом моделирования NFCSim является оценка количества отработавшего топлива, произведенного с течением времени, и совокупной массы переработанного отработавшего топлива. Чтобы выполнить проверку результатов моделирования, три опубликованных временных точки данных, описывающих характеристики ядерной энергетики Германии, были сопоставлены с результатами NFCSim.Это касается (1) 8400 тIHM: общая масса ОЯТ, выгруженного из флота к 2000 г. (2) 4000 тIHM: масса отработавшего топлива UOX, которое было переработано к 2000 г., и (3) 7000 тIHM: верхний предел общего количества переработанное отработавшее топливо до 2022 года.

На рис. 2 показано изменение во времени совокупного количества выгруженного необработанного отработавшего топлива, а также совокупного количества UOX-топлива, переданного на переработку в период 1970–2022 годов.

Согласно прогнозам NFCSim, запасы ОЯТ в Германии в 2022 году составят ок.10 300 тонн исходного тяжелого металла (IHM). Вторым важным результатом моделирования NFCSim является процентное распределение массы этого инвентаря по отношению к типу выгружаемого топлива, показанному на рисунке 3. Наконец, в таблице 1 указаны массовые содержания каждого компонента ОЯТ. Изотопно-массовый состав актинидов и выбранных ФП в 2022 году подробно описан в Таблице 2.

Всего 9040 ядерное топливо Составляющая Всего ОЯТ HLW U Pu Th 9040 ядерное топливо но отходы Невыполнение программы по утилизации отработавшего ядерного топлива поставило U.С. сильно отстает от других стран и представляет собой упущенную возможность повысить энергетическую безопасность страны и повлиять на другие страны, заявил в воскресенье бывший председатель Комиссии по ядерному регулированию. Дейл Кляйн, доктор философии, заместитель вице-канцлера по исследованиям в Системе Техасского университета, заявил, что в основном необоснованные опасения и «давние мифы» о переработке отработавшего топлива помешали США.С. от использования чрезвычайно ценного ресурса. Отработанное ядерное топливо, которое включает некоторое количество плутония, часто неточно называют отходами, сказал Кляйн. «Это не отходы», — сказал он. «Отходы заключаются в нашей неспособности систематически использовать этот ценный и богатый отечественный источник чистой энергии. Это то, что мы не можем себе позволить». Кляйн, который также является заместителем директора Энергетического института Юта Остин, сделал свое заявление в воскресенье утром на ежегодном собрании Американской ассоциации содействия развитию науки (AAAS) в Вашингтоне, округ Колумбия.С. По сравнению с другими видами топлива, используемыми для производства электроэнергии, удельная энергия урана замечательна, сказал Кляйн, отметив, что 95 процентов энергетической ценности связки отработавших ядерных топливных стержней остается доступной для повторного использования. «Прямоточный ядерный топливный цикл, который мы практикуем в США, — это огромная трата потенциальной энергии», — сказал он. Критики называют потенциальную возможность распространения ядерного оружия главной причиной противодействия утилизации.Но такие опасения во многом необоснованны, сказал Кляйн. «Хотя это правда, что плутоний в переработанном ядерном топливе является расщепляющимся, ни одна страна в мире никогда не создавала ядерное оружие из низкосортного плутония из переработанного ядерного топлива с высокой степенью выгорания», — сказал он. «Это просто не работает для стратегического или тактического ядерного оружия». В то время как США сидели в стороне, другие страны, включая Францию, Японию, Великобританию, Россию, Индию и Китай, выделили значительные ресурсы на свои программы переработки, добавил Кляйн. «Лидерство США в этой области было потеряно, а базовые технологические возможности и интеллектуальный капитал, необходимые для международной конкуренции, стали почти несущественными». Переработка не только позволяет извлечь значительную энергетическую ценность из отработавшего топлива, но и значительно снижает объем и радиотоксичность высокоактивных ядерных отходов. Сегодня американские энергокомпании, эксплуатирующие атомные электростанции, продолжают хранить отработавшие ядерные топливные стержни на месте в бассейнах с водой, прежде чем в конечном итоге переместить их в сухие контейнеры.И хотя есть некоторые споры о том, следует ли размещать контейнеры в одном центральном хранилище, эта практика широко признана безопасной и надежной. «Это еще один миф — что мы не знаем, как безопасно хранить отработавшее ядерное топливо», — сказал Кляйн. Создание программы по переработке ядерного топлива потребует государственно-частного партнерства, которое работает вне обычных ассигнований Конгресса и имеет хартию на управление топливом в течение десятилетий, заявил он. Правительственная комиссия «Голубая лента», учрежденная Министерством энергетики, уполномочена давать рекомендации по безопасному и долгосрочному обращению с отработавшим топливом.Комиссия в составе 15 человек должна выпустить проект отчета этим летом, а окончательный отчет будет завершен в январе 2012 года. «В то время, когда мы ищем способы ограничить выбросы углерода при производстве электроэнергии, переработка отработавшего ядерного топлива кажется особенно подходящей». Исследователь предлагает варианты ядерных отходов Предоставлено Техасский университет в Остине Ссылка : Отработанное ядерное топливо — это совсем не отходы (2011, 20 февраля) получено 10 ноября 2020 с https: // физ.org / news / 2011-02-loaded-nucle-fuel.html Этот документ защищен авторским правом. За исключением честных сделок с целью частного изучения или исследования, никакие часть может быть воспроизведена без письменного разрешения. Контент предоставляется только в информационных целях. Отработанное ядерное топливо ▷ Traduction En Français Du горючий ядерный заряд Установка предназначена для переработки отработавшего ядерного топлива в новое топливо, известное как смешанное оксидное топливо или MOX. Установка для восстановления горючих ядер использует для устранения новых горючих газов, связанных с именами горючих смесей оксидов или MOX.Тем временем литовское правительство завершает подготовку к постоянному хранению отработавшего ядерного топлива в рамках национального законодательства и средств. Entre-temps, le gouvernement lituanien complete les dispositions родственники на постоянный запас du горючих ядер, использующих par le biais de la législation et de fonds nationaux. Du горючий Nucléaire irradié Контейнеры для сухого хранения, в которых хранится отработавшего ядерного топлива. передаются на АЭС пикеринга, онтарио. Контейнеры запаса на вторичном рынке для горючих ядер, облученных , передаются на центральный ядерный снаряд, в сборку, в онтарио.Обеспечить сотрудничество с обращением с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами посредством соответствующих договоренностей. израсходовано_ядерное_топливо Отработанное ядерное топливо , иногда называемое отработанным ядерным топливом , представляет собой ядерное топливо, облученное в ядерном реакторе (обычно на атомной электростанции) до такой степени, что оно больше не используется для поддержания ядерной реакции. Ядерная переработка позволяет разделить отработавшее топливо на различные комбинации переработанного урана, плутония, минорных актинидов, продуктов деления, остатков циркониевой или стальной оболочки, продуктов активации и реагентов или отвердителей, вводимых при самой переработке. В качестве альтернативы, неповрежденное отработавшее топливо можно утилизировать как радиоактивные отходы. США в настоящее время планируют захоронение в глубоких геологических формациях, таких как Юкка Маунтин, где он должен быть защищен и упакован, чтобы предотвратить его миграцию в непосредственное окружение человечества на тысячи, если не миллионы лет [1]. Рекомендуемые дополнительные знания Характер отработавшего топлива Large John H Характеристики радиоактивного распада облученного ядерного топлива, январь 2006 г. [2] Свойства наноматериалов Отработанное ядерное топливо из низкообогащенного урана является примером наноматериала, существовавшего до того, как термин «нано» стал модным.В оксидном топливе существуют интенсивные температурные градиенты, которые вызывают миграцию продуктов деления. Цирконий имеет тенденцию перемещаться к центру топливной таблетки, где температура наиболее высока, в то время как продукты деления с более низкой температурой кипения перемещаются к краю таблетки. Таблетка, вероятно, будет содержать множество мелких пузырьковидных пор, которые образуются во время использования, ксенон при делении мигрирует в эти пустоты. Часть этого ксенона затем распадется с образованием цезия, поэтому многие из этих пузырьков содержат много 137 Cs. В случае МОХ ксенон имел тенденцию диффундировать из богатых плутонием областей топлива, а затем он задерживался в окружающем диоксиде урана. Неодим имел тенденцию быть неподвижным. Также в топливе имеют тенденцию образовываться металлические частицы сплава Mo-Tc-Ru-Pd. Другие твердые вещества образуются на границе между зернами диоксида урана, но большая часть продуктов деления остается в диоксиде урана в виде твердых растворов. Имеется статья, описывающая метод моделирования нерадиоактивного урана (активный ) отработавшего оксидного топлива. [1] Продукты деления 3% массы состоят из продуктов деления 235 U (также косвенных продуктов в цепочке распада), ядерных ядов, считающихся радиоактивными отходами или разделенных далее для различных промышленных и медицинских целей. Продукты деления включают каждый элемент от цинка до лантаноидов, большая часть выхода деления сосредоточена в двух пиках, один во втором переходном ряду (Zr, Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag), а другой — позже. в периодической таблице (I, Xe, Cs, Ba, La, Ce, Nd).Многие из продуктов деления либо нерадиоактивны, либо являются короткоживущими радиоизотопами. Но значительное число представляет собой средне- и долгоживущие радиоизотопы, такие как 90 Sr, 137 Cs, 99 Tc и 129 I. В нескольких странах были проведены исследования по разделению редких изотопов в отходах деления, включая Платиноиды деления (Ru, Rh, Pd) и серебро (Ag) как способ компенсации затрат на переработку, однако в настоящее время это не делается в коммерческих целях. Продукты деления могут изменять тепловые свойства диоксида урана, оксиды лантаноидов имеют тенденцию снижать теплопроводность топлива, в то время как металлические наночастицы немного увеличивают теплопроводность топлива. [2] Таблица химических данных Химические формы продуктов деления в диоксиде урана [3] Элемент Газ Металл Оксид Твердый раствор руб. Есть — — — Kr Есть — — — руб. Да — Да — Sr — — Да Да Y — — — Да Zr — — Да Да Nb — — Есть — Пн — Да Да — Тк — Есть — — Ру — Есть — — правый — Есть — — Pd — Есть — — Ag — Есть — — кд — Есть — — дюйм — Есть — — Sn — Есть — — Сб. — Есть — — Te Да Да Да Да я Есть — — — Xe Есть — — — CS Да — Да — Ba — — Да Да La — — — Да CE — — — Да пр. — — — Да Nd — — — Да мкм — — — Да см — — — Да ЕС — — — Да Плутоний 1% массы составляет 239 Pu и 240 Pu в результате конверсии 238 U, которые можно рассматривать как полезный побочный продукт или как опасные и неудобные отходы.Одна из основных проблем, связанных с распространением ядерного оружия, заключается в том, чтобы предотвратить использование этого плутония государствами, не являющимися государствами, обладающими ядерным оружием, для производства ядерного оружия. Если реактор использовался нормально, плутоний реакторного качества, а не оружейного качества: он содержит много 240 Pu и менее 80% 239 Pu, что делает его менее подходящим, но не невозможным для использования в оружие [4]. Если период облучения был коротким, то плутоний оружейный (более 80%, до 93%). Уран 96% массы составляет оставшийся уран: большая часть исходного 238 U и немного 235 U. Обычно 235 U будет меньше 0,83% массы вместе с 0,4% 236 U . Переработанный уран будет содержать 236 U, который не встречается в природе; это один изотоп, который можно использовать в качестве отпечатка пальца для отработавшего реакторного топлива. Минорные актиниды Следы минорных актиноидов присутствуют в отработавшем топливе реактора.Это актиниды, отличные от урана и плутония. К ним относятся нептуний, америций и кюрий. Образовавшееся количество сильно зависит от природы используемого топлива и условий, в которых оно использовалось. Например, использование МОКС-топлива ( 239 Pu в матрице 238 U), вероятно, приведет к производству более 241 Am и более тяжелых нуклидов, чем топливо на основе урана / тория ( 233 U в матрица 232 Th). Для топлива из природного урана: Делящийся компонент начинается с 0.71% 235 Концентрация U в природном уране). При выгрузке общий делящийся компонент все еще составляет 0,50% (0,23% 235 U, 0,27% делящегося 239 Pu, 241 Pu). Топливо выгружается не потому, что делящийся материал полностью израсходован, а потому, что поглощающий нейтроны Продукты деления накапливаются, и топливо становится значительно менее способным выдержать ядерную реакцию. В некоторых видах топлива из природного урана используется химически активная оболочка, такая как магнокс, и ее необходимо переработать, поскольку длительное хранение и утилизация затруднены [5]. Для высокообогащенного топлива, используемого в морских реакторах и исследовательских реакторах, количество изотопов будет варьироваться в зависимости от обращения с топливом в активной зоне и условий эксплуатации реактора. Коррозия отработавшего топлива Пленки из диоксида урана Пленки диоксида урана могут быть нанесены методом реактивного распыления с использованием смеси аргона и кислорода при низком давлении. Это было использовано для создания слоя оксида урана на поверхности золота, который затем исследовали с помощью спектроскопии импеданса переменного тока. [3] Наночастицы благородных металлов и водород Согласно работе электрохимика по коррозии Shoesmith [6] [7], наночастицы Mo-Tc-Ru-Pd оказывают сильное влияние на коррозию топлива из диоксида урана. alexxlab Посмотреть все записи автора alexxlab → Вам также может понравиться Как вставить розетку в гипсокартон: Как установить розетку в гипсокартон правильно 26.08.202101.10.2020 Конденсаторы что это такое: Страница не найдена 07.03.202131.03.2021 Счетчик на опоре: Ой! А такой страницы на сайте уже или ещё нет 15.01.202112.11.2020 Добавить комментарий Отменить ответ Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены * Комментарий * Имя * Email * Сайт