5.1.2. Ядерный топливный цикл
Ядерный топливный цикл включает все устройства и операции по обеспечению атомных электростанций ядерным топливом, переработке отработавшего ядерного топлива, удалению и захоронению радиоактивных отходов (рис. 12). Точнее говорить не о цикле, а о спирали, т.к. на всех стадиях топливного цикла образуются радиоактивные отходы – радиоактивные вещества, не подлежащие дальнейшему использованию.
Топливный цикл начинается с добычи и обогащения урановой руды на руднике. Уран – довольно редкий элемент, его общий запас в земной коре около 1,3×1014 т. Промышленную добычу урана осложняет его сильная рассеянность, он присутствует и в горных породах, и в почвах, и в морской воде, и в человеческом организме, но минералы, богатые ураном, встречаются редко. Наиболее велико его содержание в смоляной обманке (урановая смолка) и уранините, большое значение имеют карнотит, эвксенит, фергюсонит, самарскит и др. В процессе добычи при получении 1 т. радиоактивного материала образуется до 10-15 тыс. т. отходов, а при переработке – до 100 тыс. т.
Поскольку цепная реакция деления может развиваться только в условиях, когда содержание в материале других, неспособных к этой ядерной реакции изотопов, не превышает определённого уровня, необходимо частично увеличивать содержание 235U в смеси изотопов урана. Провести разделение изотопов химическими методами невозможно, так как химические свойства 235U и 238U совершенно идентичны, поэтому используют различие масс изотопов.
Сначала на установке по химической переработке урана он переводится в форму гексафторида урана (UF6). Затем пары полученного легколетучего соединения пропускают через специальный мелкопористый фильтр. Молекулы UF6, содержащие 235U, проходят через фильтр чуть быстрее молекул, в состав которых входит 238U. Этот процесс повторяют на установке по обогащению урана до тех пор, пока содержание 235U не повысится до 3 %.
На следующем этапе из обогащенного урана изготовляются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), используемые на АЭС. Примерно через три года ТВЭЛы с частично выгоревшим топливом извлекают и помещают в бассейн-охладитель при АЭС. Там они находятся около года. За это время их активность снижается, а тепло, выделяемое при распаде, рассеивается. После этого отработавшие ТВЭЛы перевозят в промежуточные хранилища, а затем – на окончательное захоронение или на переработку.
Рис.
12. Схема топливного цикла ядерного
реактора
На предприятиях по переработке отработавших тепловыделяющих элементов атомных электростанций ТВЭЛы подвергаются механическому измельчению и растворяются в азотной кислоте, с тем чтобы потом химическими методами отделить плутоний, образовавшийся в ядерном реакторе, и еще пригодный к употреблению уран от прочих радиоактивных отходов.
При разрезании и растворении ТВЭЛов скачкообразно высвобождаются все радиоактивные газы и летучие вещества, до того заключенные в топливе и удерживаемые в оболочках топливных стержней. Большинство операций выполняются на основе полной автоматизации, за бетонными стенами метровой толщины, а фильтровальные установки должны предотвращать попадание радиоактивных веществ в окружающую среду, хотя их стопроцентное задержание исключается в принципе.
Смысл переработки ТВЭЛов состоит в получении высокотоксичного плутония, что возможно только с помощью этого процесса. Тем самым переработка ТВЭЛов является ключевой технологией плутониевого цикла реакторов-размножителей на быстрых нейтронах и изготовления атомных бомб. В малых количествах плутоний может использоваться на обычных АЭС. Для регенерации урана-235 процесс переработки ТВЭЛов нерентабелен.
В результате отделения плутония активность оставшихся радиоактивных отходов понижается в 3-5 раз. Однако их объем вследствие переработки ТВЭЛов значительно возрастает и обращение с ними затрудняется. Из 1 м3 отработанных ТВЭЛов образуется: 0,9 м3 остеклованных высокоактивных отходов, 6 м3 оболочек топливных стержней, 37 м3 трития, 45 м3 отходов с низкой и 62 м3 – со средней активностью.
Одним из важнейших элементов ядерного топливного цикла являются предприятия по захоронению радиоактивных отходов, которых ежегодно образуется от 100 до 460 м3. По активности различают слабоактивные (активность менее 0,1 Кu/м3), среднеактивные (0,1-1000 Кu/м3) и высокоактивные (свыше 1000 Кu/м3) радиоактивные отходы. Они могут быть в твердом, жидком и газообразном состоянии.
Кроме отработанных ТВЭЛов, твердыми отходами АЭС являются трубопроводы и арматура контуров, соприкасающихся с активной средой, загрязненный инструмент, демонтированное оборудование. К жидким отходам относятся: борсодержащая вода, сливаемая из первого контура охладителя, вода бассейна выдержки отработанного топлива, обмывочные, отмывочные и регенерационные воды. К газообразным отходам относится содержимое аэрозольных фильтров систем вентиляции, газоаэрозольные выбросы в атмосферу (в основном изотопы ксенона), продукты распада радиоактивного йода, примеси горючих газов при радиолизе воды.
Окончательное захоронение высокорадиоактивных отходов остается во всем мире нерешенной проблемой. Предназначенные для этого сооружения называются конечными хранилищами, или могильниками. Слабо- и среднеактивные радиоактивные отходы в бочках захораниваются в старых рудниках и соляных копях. С целью создания могильника для высокоактивных отходов исследуется возможность использования соляных куполов. С предприятий по регенерации отработавшего ядерного топлива высокоактивные отходы должны поступать в зал хранения в твердом виде – в остеклованных блоках или в небольших количествах в бетонных и битумных блоках. Большинство радиоактивных продуктов имеет период полураспада не более 30 лет. Через 700 лет хранения остается 0,000 001 первоначальной активности.