Как хранят отработавшее ядерное топливо, а, главное, зачем? Отработанное или отработавшее ядерное топливо как правильно

Что такое отработавшее ядерное топливо?

Отработавшее ядерное топливо - это уран, поработавший в ядерном реакторе и содержащий радиоактивные продукты деления. Поэтому его называют также облученным или выгоревшим ядерным топливом. 

Чем ОЯТ отличается от радиоактивных отходов (РАО)? Прежде всего тем, что ОЯТ — это ценный продукт, содержащий 2 полезных компонента — невыгоревший уран и трансурановые элементы. Кроме того, среди продуктов деления содержатся радионуклиды (радиоактивные изотопы), которые можно с успехом применять в промышленности, медицине, а также в научных исследованиях.

После удаления из реактора, отработанное ядерное топливо (ОЯТ) сохраняет радиоактивность и выделяет тепло. Поэтому в течение некоторого времени такое топливо выдерживают в бассейнах под водой для отвода теплоты и защиты от ионизирующего излучения. Следующим шагом может быть:

• окончательное захоронение – завершение открытого топливного цикла как это делается в США, Канаде и Швеции.
• переработка отработанного ядерного топлива для дальнейшего использования - закрытый топливный цикл. Путь закрытого топливного цикла выбрали Россия, Великобритания, Франция и Япония.

Хранение отработанного ядерного топлива первоначально осуществляется непосредственно в реакторном отделении. Затем оно перемещается в другое место на специальные склады "сухого хранения". В закрытом топливном цикле для современных легководных реакторов топливо проходит точно такой же путь. Начиная с урановых рудников и заводов, уран проходит все стадии преобразования и обогащения для изготовления реакторного топлива. После удаления топлива из реактора топливные стержни проходят обработку на перерабатывающих заводах, где они дробятся и растворяются в кислоте. После специальной химической обработки из отработанного топлива выделяют два ценных продукта: плутоний и неиспользованный уран. Примерно 3% топлива при этом остается в качестве высокоактивных отходов. После битумирования, бетонирования или остекловывания эти высокорадиоактивные материалы подлежат длительному захоронению.

В отработанном ядерном топливе содержится примерно 1% плутония. Это очень хорошее ядерное топливо, которое не нуждается ни в каком процессе обогащения. Плутоний можно смешать с обедненным ураном и получить смешанное оксидное топливо или MOX-топливо, которое поставляется в виде свежих топливных сборок для загрузки в реакторы. Его можно использовать для загрузки в реакторы. Восстановленный уран может возвращаться на дополнительное обогащение или поставляться в виде свежего топлива для действующих реакторов. Закрытый топливный цикл является более эффективной системой максимального использования урана без его дополнительной добычи на рудниках (в энергетических единицах экономия составляет около 30%). И хотя промышленность сразу одобрила этот подход, такие схемы переработки отработанного ядерного топлива пока не получили широкого распространения.

Одна из причин столь неполного использования возможностей урана заключается в том, что большая часть существующих промышленных реакторов относится к так называемым «легководным» реакторам ЛВР. Они во многом хороши, но при этом не рассчитаны на выжимание из топлива всей энергии до последнего ватта. Однако существуют и другие типы реакторов – так называемые «быстрые» (реакторы на быстрых нейтронах), способные «перерабатывать» отработавшее топливо с извлечением куда большего количества энергии.

 

www.aem-group.ru

ОТРАБОТАННОЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО

ОТРАБОТАННОЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО

Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) — особый вид радиоактивных материалов.

Облученные тепловыделяющие элементы, извлеченные из реактора после их отработки,

обладают значительной накопленной активностью.

Использованное топливо АЭС называется «отработанным топливом». Оно

высокорадиоактивно и в открытом ядерном цикле представляет собой первичную форму

ядерных отходов высокого уровня активности.

Когда отработавшее топливо извлекается из реактора, оно обычно помещается в водный

бассейн. Вода служит экраном для радиации и охладителем.

Выгорание ядерного топлива - деление ядер урана или плутония с освобождением энергии и образованием осколочных нуклидов. Накопление большого количества этих продуктов деления приводит к нарушениям работы режима работы реактора.

Накопление этих продуктов может привести к резкому уменьшению плотности потока нейтронов в активной зоне реактора и, в конечном итоге, к прерыванию цепной ядерной реакции. Нарушения режима работы реактора могут наступить вследствие накопления в твэлах газообразных продуктов деления. При высокой температуре внутри реактора накопление их приводит к резкому повышению давления внутри твэлов, к распуханию и разрушению оболочек твэлов. Вследствие этого реактор не может работать на одной загрузке до полного выгорания топлива. После определенного периода времени, называемого кампанией реактора первоначально загруженное ядерное топливо выгружают из реактора и заменяют свежим. Кампания реактора зависит от конструкции реактора и от вида ядерного топлива.

Глубина выгорания топлива определяется как отношение количества

израсходованного ядерного топлива к общему количеству первоначально загруженного

топливного материала, выраженное в процентах, или как отношение количества выработанной энергии к количеству загруженного топлива.

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

Первая стадия радиохимического производства включает подготовку топлива, т.е. в освобождение его от конструкционных деталей сборок и разрушение защитных оболочек твэлов.

Процессы подготовки твэлов к регенерации разрабатываются в не­скольких направлениях:

а) механическая разделка сборок и вскрытие оболочек твэлов;

б) химическое растворение оболочек твэлов;

в) электрохимическое удаление оболочек;

г) разрушение оболочек с помощью неводных реагентов при повышенной температуре;

д) расплавление или растворение оболочек в жидких металлах;

е) комбинирование процессов подготовки твэлов к регенерации.

Технологический процесс переработки ОЯТ включает:

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

- химическое растворение;

- очистку растворов балластных примесей;

- экстракционное выделение и очистку урана, плутония и других товарных нуклидов;

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

- переработку растворов, содержащих другие радионуклиды, и их выделение.

После этого топливная композиция становится доступной для действия химических реагентов.

Следующая стадия связана с переводом ядерного топлива в ту фазу, из которой будет производиться химическая обработка: в раствор, в расплав, в газовую фазу. Перевод в раствор чаще всего производят растворением в азотной кислоте. При этом уран переходит в шестивалентное состояние и образует ион уранила, UO2 2+, а плутоний - частично в шести и в четырехвалентное состояние, PuO2 2+ и Pu4+ соответственно. Перевод в газовую фазу связан с образованием летучих галогенидов урана и плутония. После перевода ядерных материалов соответствующую фазу проводят ряд операций, непосредственно связанных с выделением и очисткой ценных компонентов и выдачей каждого из них в форме товарного продукта.

Переработка (репроцессинг) ОЯТ заключается в извлечении урана, накопленного плутония и фракций осколочных элементов (96 % ОЯТ - это 235U и 238U, около 1% - Pu, 2—3% -радиоактивные осколки деления).

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

studfiles.net

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.

HanfordХэнфорд. 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.

www.atomic-energy.ru

Ядерный топливный цикл: Отработанное ядерное топливо

Аналитический онлайн-журнал

geoenergetics.ru

Как хранят отработавшее ядерное топливо, а, главное, зачем?

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».

 

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.

Горно-химический комбинат, Федеральное государственное унитарное предприятие, Федеральная ядерная организация (ФГУП ФЯО «ГХК»), предприятие Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом», дивизион ЗСЖЦ. Расположено в ЗАТО Железногорск Красноярского края. ФГУП ФЯО «ГХК» является ключевым предприятием Росатома по созданию технологического комплекса замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на основе инновационных технологий нового поколения.

www.atomic-energy.ru

Отработавшее ядерное топливо - это... Что такое Отработавшее ядерное топливо?

Бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива на АЭС

Отработавшее я́дерное то́пливо — извлеченные из активной зоны тепловыделяющие элементы или их группы, тепловыделяющие сборки ядерных реакторов атомных электростанций и других установок (исследовательских, транспортных и прочих).

В большинстве современных реакторов ТВЭЛ представляет собой тонкостенную трубку из различных сплавов циркония, в которой находятся «таблетки» соединения 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.

Облучённое 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.

См. также

dic.academic.ru

Отработавшее ядерное топливо — Википедия (с комментариями)

Материал из Википедии — свободной энциклопедии

Файл:Fuel pool.jpg

Бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива на АЭС

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[1].

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.

Облучённое 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[2].

См. также

Напишите отзыв о статье "Отработавшее ядерное топливо"

Примечания

1. ↑ [http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary/spent-nuclear-fuel.html Spent nuclear fuel / Glossary / NRC Library] (англ.). US NRC (November 22, 2013). Проверено 29 ноября 2013.
2. ↑ [http://www.atominfo.ru/news/air6006.htm МАГАТЭ опубликовало обзорный доклад по текущему состоянию технологий переработки ОЯТ.] Atominfo.ru, 03.03.2009

Ссылки

• [https://inlportal.inl.gov/portal/server.pt/community/national_spent_nuclear_fuel/389/national_spent_nuclear_fuel_-_what_is_snf_ What is Spent Nuclear Fuel?] // Idaho National Laboratory
• [http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1503_web.pdf Storage of Spent Nuclear Fuel] // IAEA 2012, ISBN 978-92-0-115110-0
• [http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1293_prn.pdf Long Term Storage of Spent Nuclear Fuel — Survey and Recommendations] // IAEA, 2002

Отрывок, характеризующий Отработавшее ядерное топливо

– Расскажи мне ещё, Север! Расскажи мне, пожалуйста, про Катар… Сколько прожили они без своей Путеводной Звезды, без Магдалины? Но Север вдруг почему-то заволновался и напряжённо ответил: – Прости меня, Изидора, но, думаю, я расскажу тебе всё это позже… Я не могу здесь оставаться более. Прошу тебя, держись мой друг. Что бы ни случилось – постарайся быть сильной… И, мягко растаяв, ушёл «дуновением»... А на пороге уже снова стоял Караффа. – Ну что ж, Изидора, надумали ли что-то порассудительнее? – не поздоровавшись, начал Караффа. – Я очень надеюсь, что эта неделя образумит Вас и мне не придётся прибегать к самым крайним мерам. Я ведь говорил Вам совершенно искренне – мне не хочется причинять вред Вашей прекрасной дочери, скорее наоборот. Я был бы рад, если бы Анна и дальше училась и познавала новое. Она пока ещё слишком вспыльчива в своих поступках и категорична в своих суждениях, но в ней живёт огромный потенциал. Можно только представить, на что она была бы способна, если позволить ему правильно раскрыться!.. Как Вы на это смотрите, Изидора? Ведь для этого мне нужно всего лишь Ваше согласие. И тогда снова у Вас будет всё хорошо. – Не считая смерти моего мужа и отца, не так ли, Ваше святейшество? – горько спросила я. – Ну, это было непредвиденным осложнением (!..). И ведь у Вас ещё остаётся Анна, не забывайте этого! – А почему у меня должен вообще кто-то «оставаться», Ваше святейшество?.. У меня ведь была чудесная семья, которую я очень любила, и которая являлась для меня всем на свете! Но Вы её уничтожили… всего лишь из-за «непредвиденного осложнения», как Вы только что выразились!.. Неужели живые люди и впрямь не имеют для Вас никакого значения?! Караффа расслабленно опустился в кресло и совершенно спокойно произнёс: – Люди интересуют меня лишь настолько, сколь послушны они нашей святейшей церкви. Или сколь неординарны и необычны их умы. Но таковые попадаются, к сожалению, очень редко. Обычная же толпа не интересует меня вообще! Это сборище мало мыслящего мяса, которое не годится более ни на что, кроме как на выполнение чужой воли и чужих приказов, ибо их мозг не в состоянии постичь даже самую примитивную истину. Даже зная Караффу, я чувствовала, как у меня от волнения закружилась голова... Как же возможно было жить, думая такое?!. – Ну, а одарённые?.. Вы ведь боитесь их, Ваше святейшество, не так ли? Иначе Вы бы так зверски не убивали их. Скажите, если Вы всё равно в конце сжигаете их, то зачем же так бесчеловечно их мучить ещё до того, как взойдут на костёр? Неужели для Вас недостаточно того зверства, которое Вы творите, сжигая живьём этих несчастных?..

o-ili-v.ru

---

• 
  Ремеза компрессоры отзывы
• 
  Электротехника что это
• 
  Кубаньэнергосбыт горячая линия
• 
  Ключ электронный схема
• 
  Форма магнит
• 
  Правила пользования перчатками диэлектрическими
• 
  Цены на газ
• 
  Ток постоянный сечение провода
• 
  Измерения виды
• 
  Что такое лм световой поток
• 
  Как расшифровывается сип провод