6.3. Переработка оят

При "сжигании" ядерного топлива, из его расщепляющейся части в реакторных установках образуются продукты деления, такие как изотопы бария, стронция, цезия, иода, криптона и ксенона (Ba, Sr, Cs, I, Kr, и Xe). Они высоко радиоактивны, недолговечны и накапливаются в пределах самого топлива.

Изотопы плутония ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu и ²⁴¹Pu, а также и некоторые изотопы других трансурановых элементов, формируются из атомов ²³⁸U в активной зоне ядерного реактора при поглощении ими нейтронов и последующим бета-распаде. Все эти изотопы радиоактивны и, кроме расщепляющегося плутония, который "сжигается", остаются в исчерпанном топливе, когда его удаляют из реактора. Большинство трансурановых изотопов формирует долгоживущую часть высокоуровневых отходов.

В мире эксплуатируется более 400 ядерных энергоблоков. Ежегодная выгрузка ОЯТ составляет ~ 25 кг/МВт или около 10,5 тыс. т. Из легко-водного реактора мощностью 1000 МВт ежегодно извлекается до 25 тонн исчерпанного топлива.

Рис. 6.1. Изменение состава топлива в легководном реакторе за три года.

Его отличие от свежего топлива показано на рис. 6.1.

В ядерном топливном цикле основное внимание уделяется высокоуровневым отходам, содержащим продукты деления и трансурановые элементы, которые образуются в процессе работы ядерного реактора.

Рис. 6.2. Уменьшение уровня радиоактивности продуктов деления в одной тонне отработанного ядерного топлива PWR реактора.

Отработанное топливо представляет собой устойчивые керамические формы (UO₂). Уровень радиоактивности таких отходов быстро уменьшается (Рис. 6.2).

Спустя сорок лет после выгрузки топлива из реактора, в нем остается менее одной тысячной доли начального уровня радиоактивности (Рис. 6.2).

Эта особенность отличает отходы атомной промышленности от химических отходов, которые всегда остаются опасными. Чем более длительному сроку хранения подвергаются отходы атомной промышленности, тем менее опасными они становятся для окружащей среды и последующей обработки (Рис. 6.3).

Рис. 6.3. Радиоактивность высокоактивных отходов, выделенных из одной тонны ядерного топлива реактора.

ОЯТ представляет собой ценное сырье, в результате переработки которого, подавляющая часть выделенных элементов может быть вновь использована, а объем радиоактивных отходов значительно уменьшится. Ресурсная база ядерной энергетики – воспроизводство делящихся материалов (рис. 6.4), когда в отработавшем ядерном топливе происходит накопление плутония [84].

 

Рис.6.4. Исходные и конечные компоненты топливного цикла с использованием низкообогащенного урана

Радиационной проблемой такого топливного цикла является накопление высокофоновых изотопов плутония (^{239,240,241,242}Pu), нептуния (²³⁷Np), трансплутониевых элементов (^241,247Am, ^242,244Cm), четных изотопов урана (^232,234,236U), а также более тяжелых актинидов, образующихся при распаде ²⁴²Pu (табл. 6.1).

Таблица 6.1

Характеристики топлива реактора ВВЭР-1000 (обогащение 4,4 %) при 3-годичной кампании

№	Компоненты топлива	Количество, кг
	1. Единовременная загрузка
1	Общее количество урана, в том числе:	66 300
	235U	2 917
	238U	63 380
	2. Выгрузка ОЯТ
2	Общее количество ОЯТ, в том числе:	66 300
2.1	Изотопы урана:
	235U	848,6
	238U	61 725
	236U	326,5
	234U	11,3
	232U	4,5
2.2	Изотопы плутония:	664
	239Pu	389,8
	240Pu	143,2

Окончание таблицы 6.1.

	241Pu	90,2
	242Pu	28,6
	238Pu	18,2
2.3	Нептуний	41,6
2.4	Изотопы америция:	7,2
	241Am	2,4
	243Am	4,75
2.5	Изотопы кюрия:	1,6
	244Cm	1,26
	242Cm	0,32

Помимо актинидов и трансплутониевых элементов в составе ОЯТ содержатся и долгоживущие продукты деления – ⁹⁹Tc, ¹²⁹J, ⁷⁹Se, ¹³⁷Pd, ¹³⁵Cs, периоды полураспада которых составляют от нескольких десятков  до сотен тысяч (например, для ⁹⁹Tc - 2,12*10⁵) лет. При работе ядерного реактора в нем образуются и другие осколочные радионуклиды (табл. 6.2), количество которых зависит от времени его эксплуатации.

Таблица 6.2.

Активность основных осколочных радионуклидов, образующихся в тепловом реакторе мощностью 1 ГВт после 1 года работы

Радионуклид	Активность, ТБк	%		Радионуклид	Активность, ТБк	%
133Xe	2046,1	8,19		132I	1365,3	5,47
140Ba	1912,9	7,66		103Ru	1143,4	4,58
140La	1912,9	7,66		103Rh	1143,3	4,58
95Zr	1820,4	7,29		144Ce	987,9	3,96
91Y	1809,4	7,25		144Pr	987,9	3,96
95Nb	1783,4	7,14		131I	932,4	3,73
141Ce	1768,6	7,08		147Nd	806,6	3,23
143Pr	1676,1	6,71		90Sr	52,91	0,21
89Sr	1413,4	5,66		137Cs	39,96	0,16
132Te	1365,3	5,47		136Cs	1,92	0,01

В мире приняты две системы обращения с ОЯТ – окончательное захоронение (открытый топливный цикл) и переработка (замкнутый топливный цикл).

Швеция, Финляндия, Канада, Чехия, Германия ориентируются на прямое захоронение ОЯТ. Однако ни одного геологического могильника для ОЯТ в мире не создано. Швеция и Финляндия строят подземные хранилища для его долговременной окончательной изоляции. Могильники для хранения контейнеров с ОЯТ после его выдержки в течение 30 лет в пристанционных хранилищах будут располагаться в скальной породе на глубине более 500 метров под дном Балтийского моря.

Россия, Великобритания, Франция, Япония, Индия предпочитают перерабатывать ОЯТ.

Таблица 6.3.

Действующие в мире предприятия по переработке ОЯТ

№	Страна	Завод	Год ввода в эксплуатацию	Местопо-ложение	Производи-тельность, т/год
1	Франция	UP-2	1994	Ла-Аг	1000
2	Франция	UP-3	1989	Ла-Аг	1000
				Ла Гаага	1600
				Марсель	400
3	Великобритания	В-205	1964	Селлафилд	1500
4	Великобритания	THORP	1994	Cеллафилд	1200
				Селфилд	850
5	Россия	РТ-1	1977	Озерск	600
				Челябинск	400
6	Япония	Tokai	1981	Токай Мура	100
7	Япония	Rokkasho	2010		800
					90
8	Индия	Trombay	1964		30
9	Индия	PREFRE		Тарапур	100
10	Индия	KARP	1998	Калпаккам	100
					200

Радиохимическая переработка ОЯТ обеспечивает полное использование энергетического потенциала урана, плутониевые загрузки будущих реакторов на быстрых нейтронах, а также минимизирует количество и объем образующихся отходов. Действующие в мире предприятия по переработке ОЯТ приведены в таб. 6.3.

Переработка ОЯТ решает три основные задачи:

• более полное использование ресурсной базы ядерной энергетики,

• промышленное получение редких, рассеянных и не существующих в природе элементов,

• сокращение РАО, подлежащих захоронению.

Ежегодный объем переработки составляет около 5 тыс. т.

Переработка отработанного оксидного топлива начинается с растворения тепловыделяющих элементов в азотной кислоте. После этого производят химическое разделение урана и плутония.

Pu и U возвращаются к началу топливного цикла. Уран подвергается дообогащению, а плутоний направляется в производство по изготовлению топлива.

Вопросы для самопроверки.