Переработка отработавшего ядерного топлива

Переработка отработавшего ядерного топлива — процесс, при котором путём химической обработки из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) извлекается уран, плутоний и радиоактивные изотопы[1].

ИсторияПравить

Первоначально ОЯТ подвергалось переработке исключительно с целью извлечения плутония при производстве ядерного оружия. В настоящее время наработка оружейного плутония практически прекращена. Впоследствии возникла необходимость в переработке топлива энергетических реакторов. Одна из целей переработки топлива энергетических реакторов — повторное использование в качестве энергетического реакторного топлива, в том числе в составе МОХ-топлива или для реализации закрытого топливного цикла (ЗЯТЦ). К 2025 году планируется создать крупномасштабный перерабатывающий радиохимический завод, который предоставит возможность решить проблему как накопленного топлива, так и ОЯТ, выгружаемого из существующих и планируемых к созданию АЭС. На Железногорском ГХК предполагается перерабатывать как в опытно-демонстрационном центре (ОДЦ), так и на крупномасштабном производстве ОЯТ водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-1000 и большую часть отходов реакторов канального типа РБМК-1000. Продукты регенерации будут использоваться в ядерном топливном цикле, уран — в производстве топлива для реакторов на тепловых нейтронах, плутоний (совместно с нептунием) — для реакторов на быстрых нейтронах, которые обладают нейтронно-физическими свойствами, обеспечивающими возможность эффективного замыкания ЯТЦ. При этом темпы переработки ОЯТ РБМК будут зависеть от востребованности продуктов регенерации (как урана, так и плутония) в ядерном топливном цикле. Подобные подходы легли в основу «Программы создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на 2011—2020 годы и на период до 2030 года», утверждённой в ноябре 2011 года.[2] 

В России первым предприятием, способным перерабатывать ОЯТ, считается Производственное Объединение «Маяк», основанное в 1948 году[1]. Другие крупные радиохимические заводы на территории России это Сибирский химический комбинат и Железногорский горно-химический комбинат. Крупные радиохимические производства действуют в Англии (завод Селлафилд[3]), во Франции (завод Cogema  (англ.))[4][5]; планируются производства в Японии (Rokkasho, 2010-е), Китае (Lanzhou, 2020), Красноярске-26 (РТ-2, 2020-е)[6]. США отказались от массовой переработки выгруженного из реакторов топлива и хранят его в специальных хранилищах[1][7].

ТехнологииПравить

Ядерное топливо чаще всего представляет собой герметичный контейнер из сплава циркония или стали, часто именуемый тепловыделяющим элементом (ТВЭЛ). Уран в них имеет форму небольших таблеток из оксида или (гораздо реже) других термостойких соединений урана, например нитрида урана. При распаде урана образуется множество нестабильных изотопов других химических элементов, в том числе газообразных. Требования безопасности регламентируют герметичность ТВЭЛа весь срок службы, и все эти продукты распада остаются внутри ТВЭЛа. Помимо продуктов распада остаются значительные количества урана-238, небольшие количества невыгоревшего урана-235 и наработанный в реакторе плутоний.

Задача переработки — минимизировать радиационную опасность ОЯТ, безопасно утилизировать неиспользуемые компоненты, выделить полезные вещества и обеспечить их дальнейшее использование. Для этого чаще всего применяются химические методы разделения[8]. Наиболее простыми методами являются переработка в растворах, однако эти методы дают наибольшее количество жидких радиоактивных отходов, поэтому такие методы были популярны только на заре ядерной эры. В настоящее время ищут методы с минимизацией количества отходов, предпочтительно твердых. Их проще утилизировать остекловыванием.

В основе всех современных технологических схем переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) лежат экстракционные процессы, чаще всего так называемый Пьюрекс-процесс (от англ. Pu U Recovery EXtraction), который заключается в восстановительной реэкстракции плутония из совместного экстракта с ураном и продуктами деления. Конкретные схемы переработки отличаются набором применяемых реагентов, последовательностью отдельных технологических стадий, аппаратурным оформлением.

Плутоний, выделенный при переработке, может быть использован в виде топлива в смеси с оксидом урана. Для топлива после достаточно длительной кампании почти две трети плутония приходится на изотопы Pu-239 и Pu-241 и около трети на Pu-240[9][10], из-за чего он не может быть использован для изготовления надежных и предсказуемых ядерных зарядов (240 изотоп является загрязнителем)[11][12].

КритикаПравить

Глобальной проблемой переработки ОЯТ является огромное количество радиоактивных отходов, в том числе с длительными периодами полураспада. Сам процесс переработки требует большого количества химических реагентов (кислот, щелочей, воды и органических растворителей), так как по сути материал топливной сборки полностью химически растворяется в кислотах или щелочах, после чего выделяются целевые продукты. В отходах остаются как задействованные реагенты, получившие наведенную радиоактивность, так и остаточные или не нужные фракции материалов ОЯТ.

В 1 т ОЯТ, только что извлеченного из реактора типа ВВЭР, содержится 950—980 кг урана-235 и 238, 5 — 10 кг плутония, продуктов деления (1.2 — 1.5 кг цезия-137, 770 г технеция-90, 500 г стронция-90, 200 г иода-129, 12 — 15 г самария-151), минорных актинидов (500 г нептуния-237, 120—350 г америция-241 и 243, 60 г кюрия-242 и 244), а также в меньшем количестве радиоизотопы селена, циркония, палладия, олова и других элементов[13]. Хотя многие изотопы имеют периоды полураспада от суток до десятков дней, для многих других он составляет десятки лет и для некоторых — от сотен тысяч до десятков миллионов лет, что в человеческих масштабах представляет вечность.

Короткоживущие продукты деления[13]

Нуклид Т1/2 Нуклид Т1/2
85Kr 10.8года 144Pr 17.28 м
137Cs 26.6 года 106Rh 30.07 с
90Sr 29 лет 147Pm 2.6 года
137mBa 156 сут 134Cs 2.3 года
90Y 2.6 сут 154Eu 8.8 года
144Ce 284.91 155Eu 4.753 года
106Ru 371.8 сут

Долгоживущие продукты деления[13]

Нуклид 79Se 99Tc 93Zr 126Sn 129I 135Cs
Т1/2 3,27(8)⋅105 л 2,111(12)⋅105 л 1,61(5)⋅106 л 2,30(14)⋅105 л 1,57(4)⋅107 л 2,3⋅106 л

Развитие и совершенствование технологий переработки не решает её основных проблем. Длительные периоды полураспада связаны с невозможностью организации надежных хранилищ и высокими расходами на содержание и обслуживание хранилищ в течение сотен и тысяч лет. Технология подземного захоронения отходов в геологических формациях не решает проблему природных катаклизмов, т.к. даже через 1 млн лет сильное землетрясение может вскрыть все ещё радиоактивные пласты захоронения. Хранение в наземных хранилищах и могильниках не исключает рисков аварий такого же типа, как неоднократно происходили на ПО «Маяк».

ПримечанияПравить

  1. 1 2 3 Безопасная опасность. Вокруг света. vokrugsveta.ru (2003, июль). Дата обращения: 4 декабря 2013. Архивировано 7 декабря 2013 года.
  2. А.В. Балихин. О состоянии и перспективах развития методов переработки отработавшего ядерного топлива. (рус.) // Комплексное использование минерального сырья. — 2018. — № 1. — С. 71—87. — ISSN 2224-5243.
  3. инфографика Архивная копия от 31 декабря 2017 на Wayback Machine(flash) от Guardian
  4. Reprocessing plants, world-wide Архивная копия от 22 июня 2015 на Wayback Machine // European Nuclear Society
  5. Processing of Used Nuclear Fuel Архивная копия от 23 января 2016 на Wayback Machine // World Nuclear Association, 2013: «World commercial reprocessing capacity»
  6. Status and trends in spent fuel reprocessing Архивная копия от 14 января 2012 на Wayback Machine // IAEA-TECDOC-1467, September 2005 page 52 Table I Past, current and planned reprocessing capacities in the world
  7. США хотят перерабатывать ОЯТ, «Эксперт» №11 (505) (20 мар 2006). Архивировано 2 марта 2017 года. Дата обращения: 4 декабря 2013. «.. в отличие от Франции, России и Германии, .. США .. предпочитали хоронить его неподалёку от своего игрового центра в Лас-Вегасе в штате Невада, где на сегодняшний день накопилось уже более 10 тысяч тонн облученного топлива».
  8. Химия тория, урана, плутония: Учебное пособие. Дата обращения: 4 декабря 2013. Архивировано 18 сентября 2013 года.
  9. Plutonium "burning" in LWRs (англ.). — «Current reprocessed plutonium (fuel burn-up 35-40 MWd/kg HM) has a fissile content of some 65%, the rest is mainly Pu-240.». Дата обращения: 5 декабря 2013. Архивировано из оригинала 13 января 2012 года.
  10. PERFORMANCE OF MOX FUEL FROM NONPROLIFERATION PROGRAMS (англ.). — 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting Chengdu, China, Sept. 11-14,, 2011. Архивировано 5 марта 2013 года.
  11. Plutonium -> Plutonium and weapons (англ.). World Nuclear Association (March 2012). — «Allowing the fuel to stay longer in the reactor increases the concentration of the higher isotopes of plutonium, in particular the Pu-240 isotope. For weapons use, Pu-240 is considered a serious contaminant,..., but any significant proportions of Pu-240 in it would make it hazardous to the bomb makers, as well as probably unreliable and unpredictable. Typical 'reactor-grade' plutonium recovered from reprocessing used power reactor fuel has about one third non-fissile isotopes (mainly Pu-240)d.». Дата обращения: 5 декабря 2013. Архивировано 18 августа 2015 года.
  12. О международном сотрудничестве России в области утилизации избыточного оружейного плутония Архивная копия от 11 декабря 2013 на Wayback Machine — справочная информация МИД РФ, 11-03-2001: «…изотопа PU-240 … Наличие последнего в больших пропорциях существенно осложняет задачу проектирования надежного боезаряда с заданными характеристиками»
  13. 1 2 3 Отработанное ядерное топливо тепловых реакторов. Дата обращения: 15 мая 2021. Архивировано 15 мая 2021 года.

СсылкиПравить

  • Хаперская А. В. Проблемы обращения с ОЯТ в России и перспективы их решения.//Безопасность ядерных технологий и окружающей среды. — 2012. — № 3. — С. 50-56. Программа создания инфраструктуры и обращения с отработавшим ядерным топливом на 2011—2020 годы и на период до 2030 года.// Безопасность ядерных технологий и окружающей среды. — 2012. — № 2. — С. 43-55.
  • А. В. Балихин. О состоянии и перспективах развития методов переработки отработавшего ядерного топлива // Комплексное использование минерального сырья. −2018.- № 1. — С. 71-87.