Переробка відпрацьованого ядерного палива — процес, за якого хімічною обробкою з відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) добувається уран, плутоній і радіоактивні ізотопи.
Історія
Спочатку ВЯП переробляли виключно з метою видобування плутонію під час виробництва ядерної зброї. В даний час напрацювання збройового плутонію практично припинено. Згодом виникла необхідність у переробці палива енергетичних реакторів. Одна з цілей переробки палива енергетичних реакторів — повторне використання як енергетичного реакторного палива, зокема в складі (МОХ-палива) або для реалізації (закритого паливного циклу) (ЗЯТЦ).
У Росії першим підприємством, здатним переробляти ВЯП, вважається виробниче об'єднання «Маяк», засноване 1948 року. Інші великі радіохімічні заводи на території Росії, це [ru] і [ru]. Великі радіохімічні виробництва діють в Англії (завод (Селлафілд)), у Франції (завод [en]); плануються виробництва в Японії (Rokkasho, 2010-і), Китаї (Lanzhou, 2020), Красноярську-26 (РТ-2, 2020-і). США відмовилися від масової переробки вивантаженого з реакторів палива і зберігають його в спеціальних сховищах.
Технології
Ядерне паливо найчастіше являє собою герметичний контейнер зі сплаву цирконію або сталі, часто іменований тепловидільним елементом (ТВЕЛ). Уран у ТВЕЛі має форму невеликих таблеток з оксиду або (значно рідше) інших термостійких сполук урану, наприклад [en]. Під час розпаду урану утворюється багато нестабільних ізотопів інших хімічних елементів, зокрема й газоподібних. Вимоги безпеки регламентують герметичність ТВЕЛа протягом усього терміну служби, і всі ці продукти розпаду залишаються всередині ТВЕЛа. Крім продуктів розпаду залишаються значні кількості урану-238, невеликі кількості невигорілого урану-235 і напрацьований у реакторі плутоній.
Завдання переробки — мінімізувати радіаційну небезпеку ВЯП, безпечно утилізувати невикористовувані компоненти, виділити корисні речовини і забезпечити їх подальше використання. Для цього найчастіше застосовуються хімічні методи розділення. Найпростішими методами є переробка в розчинах, однак ці методи дають найбільшу кількість рідких радіоактивних відходів, тому такі методи були популярними тільки на зорі ядерної ери. Нині шукають методи з мінімізацією кількості відходів, переважно твердих. Їх простіше утилізувати зіскленням.
В основі всіх сучасних технологічних схем переробки відпрацьованого ядерного палива лежать екстракційні процеси, найчастіше так званий [ru] (від англ. Pu U Recovery EXtraction), який полягає у відновній реекстракції плутонію зі спільного екстракту з ураном і продуктами поділу. Конкретні схеми переробки відрізняються набором реагентів, послідовністю окремих технологічних стадій, апаратурним оформленням.
Плутоній, виділений під час переробки, можна використати як (паливо в суміші з оксидом урану). Для палива після досить тривалої (кампанії) майже дві третини плутонію припадає на ізотопи Pu-239 і Pu-241 і близько третини на Pu-240, тому його не можна використати для виготовлення надійних і передбачуваних ядерних зарядів (240-й ізотоп є забруднювачем).
Критика
Глобальною проблемою переробки ВЯП є величезна кількість радіоактивних відходів, зокрема з тривалими періодами напіврозпаду. Сам процес переробки вимагає значної кількості хімічних реагентів (кислот, лугів, води і органічних розчинників), оскільки по суті матеріал паливної збірки повністю хімічно розчиняється в кислотах або лугах, після чого виділяються цільові продукти. У відходах залишаються як використані реагенти, які набули наведеної радіоактивності, так і залишкові або непотрібні фракції матеріалів ВЯП.
На 2003 рік на підприємствах (Мінатому) Росії в 105 пунктах зберігання зберігалося понад 500 млн м3 рідких радіоактивних відходів (РРВ), сумарна альфа-активність яких оцінюється в 1,9·1016 Бк, а сумарна бета-активність — 7,3·1011 Бк; і твердих радіоактивних відходів (ТРО), сумарна альфа-активність яких становить 6·1015 Бк і бета-активність — 8,1·1018, містилося в 274 пунктах зберігання близько 180 млн т.
В 1 т ВЯП, щойно витягнутого з реактора типу ВВЕР, міститься 950—980 кг урану-235 і 238, 5-10 кг плутонію, продуктів поділу (1,2-1,5 кг цезію-137, 770 г технецію-90, 500 г стронцію-90, 200 г йоду-129, 12-15 г самарію-151), мінорних актиноїдів (500 г нептунію-237, 120—350 г америцію-241 і 243, 60 г кюрію-242 і 244), а також у меншій кількості радіоізотопи селену, цирконію, паладію, олова та інших елементів. Хоча багато ізотопи мають періоди напіврозпаду від доби до десятків діб, для багатьох інших він становить десятки років і для деяких — від сотень тисяч до десятків мільйонів років, що в людських масштабах становить вічність.
Недовговічні продукти поділу:
Нуклід | Т1 / 2 | Нуклід | Т1 / 2 |
---|---|---|---|
85Kr | 10.8 року | 144Pr | 17.28 хв |
137Cs | 26.6 року | 106Rh | 30.07 с |
90Sr | 29 років | 147Pm | 2.6 року |
137mBa | 156 діб | 134Cs | 2.3 року |
90Y | 2.6 діб | 154Eu | 8.8 року |
144Ce | 284.91 | 155Eu | 4.753 року |
106Ru | 371.8 доби |
Довговічні продукти поділу:
нуклід | 79Se | 99Tc | 93Zr | 126Sn | 129I | 135Cs |
---|---|---|---|---|---|---|
Т1 / 2 | 2.95 · 105 р | 2.11 · 105 р | 1.53 · 106 р | 2.3 · 105 р | 1.57 · 107 р | 2.3 · 106 р |
Навіть розвиток і вдосконалення технологій переробки не вирішує її основних проблем. Настільки тривалі періоди напіврозпаду пов'язані з неможливістю організації надійних сховищ і високими витратами на утримання і обслуговування сховищ протягом сотень або навіть тисяч років. Ніби просунута нинішня технологія підземного поховання відходів у геологічних формаціях не вирішує проблеми природних катаклізмів. Навіть через 1 млн років сильний землетрус може розкрити все ще радіоактивні пласти поховання. Зберігання в наземних сховищах і могильниках не виключає ризиків аварій такого ж типу, які неодноразово відбувалися на ВО «Маяк». Тобто на 2021 рік переробка ВЯП, попри позитивне висвітлення в ЗМІ, пов'язана зі значними мінусами й ризиками, які незрівнянно перевищують ризики, наприклад, використання викопних джерел енергії.
Примітки
- Безопасная опасность. Вокруг света (рос.). vokrugsveta.ru. 2003, июль. Процитовано 4 грудня 2013.
- А.В. Балихин. О состоянии и перспективах развития методов переработки отработавшего ядерного топлива. // Комплексное использование минерального сырья. — 2018. — № 1 (2 червня). — С. 71—87. — ISSN 2224-5243.
- инфографика(flash) от Guardian
- Processing of Used Nuclear Fuel [ 2016-01-23 у Wayback Machine.] // World Nuclear Association, 2013: «World commercial reprocessing capacity»
- Status and trends in spent fuel reprocessing // (IAEA)-TECDOC-1467, September 2005 page 52 Table I Past, current and planned reprocessing capacities in the world
- . «Эксперт» №11 (505). 20 мар 2006. Архів оригіналу за 2 березня 2017. Процитовано 4 грудня 2013.
.. в отличие от Франции, России и Германии, .. США .. предпочитали хоронить его неподалеку от своего игрового центра в Лас-Вегасе в штате Невада, где на сегодняшний день накопилось уже более 10 тысяч тонн облученного топлива
- Химия тория, урана, плутония: Учебное пособие
- (англ.). Архів оригіналу за 13 січня 2012. Процитовано 5 грудня 2013.
Current reprocessed plutonium (fuel burn-up 35-40 MWd/kg HM) has a fissile content of some 65%, the rest is mainly Pu-240.
- PERFORMANCE OF MOX FUEL FROM NONPROLIFERATION PROGRAMS. — 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting Chengdu, China, Sept. 11-14,, 2011. — 2 June. з джерела 5 березня 2013.
- (англ.). World Nuclear Association. March 2012. Архів оригіналу за 18 серпня 2015. Процитовано 5 грудня 2013.
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.
- О международном сотрудничестве России в области утилизации избыточного оружейного плутония — справочная информация МИД РФ, 11-03-2001: «…изотопа PU-240 … Наличие последнего в больших пропорциях существенно осложняет задачу проектирования надежного боезаряда с заданными характеристиками»
- Обращение с РАО и ОЯТ на предприятиях ЯТЦ
- Отработанное ядерное топливо тепловых реакторов
Посилання
- Processing of Used Nuclear Fuel // World Nuclear Association, september 2013(англ.)
- Status and trends in spent fuel reprocessing // IAEA -TECDOC-1467, вересень 2005
- Зберігання та переробка ВЯП, виробництво ізотопів // Росатом (рос.)
- Статті про переробку ВЯП[недоступне посилання з Декабрь 2019] // Російське атомне співтовариство (рос.)
- 6. Радіохімічна переробка ядерного палива — Бекман (рос.)
- Плани переробки ВЯП на ФГУП "ВО "Маяк"до 2030 року // 2011 (рос.)
- 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.
Вікіпедія, Українська, Україна, книга, книги, бібліотека, стаття, читати, завантажити, безкоштовно, безкоштовно завантажити, mp3, відео, mp4, 3gp, jpg, jpeg, gif, png, малюнок, музика, пісня, фільм, книга, гра, ігри, мобільний, телефон, android, ios, apple, мобільний телефон, samsung, iphone, xiomi, xiaomi, redmi, honor, oppo, nokia, sonya, mi, ПК, web, Інтернет