Единое окно доступа к образовательным ресурсам

Методические указания к курсу "Ядерная физика и элементарные частицы" для студентов физического факультета. Часть 2. Ядерный топливный цикл

Голосов: 0

В пособии приведены методические указания к курсу "Ядерная физика и элементарные частицы" для студентов физического факультета. Во второй части рассматривается ядерный топливный цикл. Пособие напечатано по решению учебно-методической комиссии физического факультета РГУ.

Приведенный ниже текст получен путем автоматического извлечения из оригинального PDF-документа и предназначен для предварительного просмотра.
Изображения (картинки, формулы, графики) отсутствуют.
                                                          11
урана, в основном U-238, который окружает активную зону реактора в виде специальных
"бланкет". Другими словами, реактор одновременно "сжигает" и "производит" плутоний*,
как это показано на Рисунке 5. В зависимости от конструкции реактора, произведенный
расщепляющийся плутоний может использоваться либо в этом же реакторе, либо в
будущих реакторах-размножителях, либо в обычных реакторах (см. Рисунок 4).

* Как U-238 так и Pu-240 при поглощении нейтрона превращаются в расщепляющиеся Pu-239 и Pu-241,
соответственно: n + U23892 => U23992 => (бета-распад, 23 мин) => Np23993 => ( бета-распад, 2.3 дня) => Pu23994.

       Реакторы на быстрых нейтронах имеют высокую тепловую эффективность,
обусловленную высокотемпературным режимом их эксплуатации. Охлаждение активной
зоны осуществляется в них с помощью жидкого натрия. Хотя с химической точки зрения
это довольно сложно, тем не менее, сделать это проще, чем использовать воду при очень
высоком давлении. Эксперименты, проводимые в течение 19 лет на реакторе-
размножителе в Великобритании (до его остановки в 1977 году), показали, что система
охлаждения на основе жидкого металлического натрия менее чувствительна к отказам,
чем системы, использующие воду очень высокого давления или пар (в легко-водных
реакторах). Более современный эксплуатационный опыт других прототипов этих
реакторов полностью подтвердил этот вывод.

     Рисунок 5. Реакции расщепления в обычном реакторе и реакторе на быстрых
                                    нейтронах


                                              12

       Реакторы-размножители на быстрых нейтронах имеют потенциальную
возможность использовать фактически весь уран, произведенный горнодобывающей
промышленностью.
       C помощью топливного цикла реакторов-бридеров приблизительно в 60 раз
большее количество энергии можно извлечь из первоначально добытого урана по
сравнению с "незамкнутым циклом" в обычных легко-водных реакторах. Такая
чрезвычайно высокая эффективность делает реакторы-бридеры очень привлекательными
для производства энергии. Однако, их высокая стоимость, с одной стороны, и
распространенность дешевого урана, с другой, вряд ли будут способствовать их широкому
внедрению в течении ближайших десятилетий, вплоть до 2050 года. По этой причине
работы по проекту Европейского FBR (1450 МВт) были прекращены в 1994 году, хотя
исследования на Французском FBR (Superphenix, 1250 МВт) продолжались в течении
1995-98 годов. Тем не менее, исследования продолжаются на Индийском FBRS в
направлении использования в качестве топлива изотопов тория, а в Японии - на прототипе
действующего FBR (Monju), который подключен к электрической сети в августе 1995 года
(но затем был отключен из-за обнаруженной утечки натрия).
       Российский реактор на быстрых нейтронах BN-600 был введен в эксплуатацию в
1980 году и имеет лучшие эксплуатационные показатели среди всех действующих в
России энергоблоков. Реактор BN-350 эксплуатируется в Казахстане уже почти 25 лет и
приблизительно половина его ресурса используется для опреснения воды. Россия
планирует построить насколько реакторов на быстрых нейтронах для утилизации запасов
оружейного плутония. Во всем мире сегодня работают приблизительно 20 реакторов на
быстрых нейтронах, а некоторые из них - начиная с 1950-ых годов.

                      Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

                                                       МВт                 МВт           Срок
  Страна                     Реактор
                                                 (электрическая)        (тепловая)   эксплуатации
США          EBR 1                             0.2                                   1951-63
             EBR 2                             20                                    1963-94
             Fermi 1                           66                                    1963-72
             SEFOR                             20                                    1969-72
             Fast Flux Test Facility                               400               1980-94
Англия       Dounreay DFR                      15                                    1959-77
             Dounreay PFR                      270                                   1974-94
Франция      Rapsodie                                              40                1966-82
             Phenix *                          250                                   1973- н.в.
             Superphenix 1                     1240                                  1985-98
Германия     KNK-2                             21                                    1977-91
Индия        FBTR                                                  40                1985- н.в.
Япония       Joyo                                                  100               1978- н.в.
             Monju                             246                                   1994-96
Казахстан    BN-350*                           135                                   1972-99
Россия       BR-5                                                  5                 1959-71
             BR-10                                                 10                1971- н.в.
             BOR-60                            12                                    1969- н.в.
             BN-600*                           600                                   1980- н.в.

*Блок находится в промышленной эксплуатации


                                              13
Ториевый цикл

      Реакторы на ториевом топливном цикле подобны реакторам на быстрых нейтронах.
В реакторах этого типа естественный торий-232 при поглощении нейтронов превращается
в делящийся изотоп урана (уран-233). Этот изотоп, участвуя в цепной реакции деления,
выделяет теплоту и избыточные нейтроны, которые преобразовывают еще большее
количество тория в U-233. Такая технология привлекательна тем, что, во-первых,
позволяет избежать производства плутония, во-вторых, в качестве топлива используется
довольно распространенный торий, а, в-третьих, эффективность использования топлива
может быть близка к эффективности реакторов на быстрых нейтронах. Однако,
количество расщепляющегося урана-233, производимого в такой установке, не совсем
достаточно, чтобы поддерживать цепную реакцию деления. Поэтому, хотя интерес к
таким проектам не затухает вот уже на протяжении последних 30 лет, тем не менее до их
промышленного применения пока еще далеко.
      Отличие между обычным реактором на тепловых нейтронах и реактором на
быстрых нейтронах состоит в большем количестве нейтронов, производимых в последнем
(17 вместо 15 после 6 актов расщепления). Это позволяет при желании производить
большее количество ядерного топлива, чем используется. В обычном реакторе имеется
примерно четыре нейтрона для размножения Pu-239, а в реакторе на быстрых нейтронах
их уже семь. Точные значения этих чисел зависят от конкретных конструкций реакторов и
режима их работы.

Ядерные "отходы"

       Один из наиболее острых и волнующих сегодня общественность аспектов
ядерного топливного цикла - это вопросы размещения и хранения радиоактивных
отходов. Наиболее трудный из них - это вопрос о высокоуровневых отходах, в работе с
которыми имеются два различных стратегических подхода: первый заключается в
переработке исчерпанного топлива с целью отделения высокоуровневых отходов с их
последующим остекловыванием (или битумированием) и захоронением, а второй
заключается в прямом захоронении исчерпанных тепловыделяющих элементов вместе с
содержащимися в них высокоуровневыми отходами. Основные ядерные отходы
остаются надежно "запертыми" в керамическом топливе для ядерных реакторов.
       При "сжигании" ядерного топлива в реакторных установках образуются продукты
деления, такие как изотопы бария, стронция, цезия, иода, криптона и ксенона (Ba, Sr, Cs, I,
Kr, и Xe). Многие из образующихся изотопов накапливаются в пределах самого топлива.
Они высоко радиоактивны, и соответственно, недолговечны. Тогда как эти изотопы
формируются из расщепляющейся части топлива, изотопы плутония Pu-239, Pu-240 и Pu-
241 *, а также и некоторые изотопы других трансурановых элементов, формируются из
атомов U-238 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.

*Это тот самый Pu-241, который распадаясь, превращается в Америций -241, используемый в бытовых
детекторах задымления помещений.

       Хотя предприятия ядерного топливного цикла и производят различные отходы,


                                         14
они, тем не менее, не являются промышленными "выбросами" в традиционном понимании
этого слова. Их надежное хранение и размещение обеспечивает безопасность.
Фактически, ядерная энергетика - единственная отрасль промышленности, которая берет
полную ответственность за все свои отходы и полностью оплачивает расходы по их
содержанию и утилизации. Кроме того, методы экспертного контроля, развитые в
отношении отходов на гражданских ядерных объектах, теперь начинают применяться и к
военной промышленности, которая действительно представляет реальную угрозу
окружающей среде в некоторых частях мира.
       Радиоактивные отходы включают в себя разновидность различных
материалов, требующих различных подходов по их содержанию и хранению для
предохранения людей и окружающей среды. Они обычно классифицируются как отходы
низкого уровня, промежуточного уровня и высокого уровня, в соответствии с количеством
и типом радиоактивности, содержащейся в них.
       Другим фактором в работе с отходами является время, в течение которого они
остаются опасными. Это время зависит от видов радиоактивных изотопов, содержащихся
в них, и характеризуется периодом полураспада этих изотопов. Период полураспада - это
время, ы течение которого данный радиоактивный изотоп теряют половину своей
активности. После четырех периодов полураспада уровень активности снижается в 16 раз,
а после восьми - в 256 раз.
       Различные радиоактивные изотопы имеют периоды полураспада от долей секунды
до миллионов лет. Радиоактивность уменьшается со временем вследствие распада
изотопов и превращения их в стабильные, не радиоактивные элементы. Скорость распада
изотопов обратно пропорциональна их периоду полураспада; чем меньше период
полураспада, тем быстрее данные изотопы распадаются. Следовательно, чем выше
уровень радиоактивности в некотором количестве материала, тем большее количество
короткоживущих изотопов в нем содержится.
       Три основных принципа используются в работе с радиоактивными отходами:

   •   "Концентрировать и изолировать"
   •   "Разбавлять и рассеивать"
   •   "Выдерживать и расщеплять".

      Два первых принципа используются в работе и с нерадиоактивными отходами.
Отходы концентрируются и изолируются, или (в очень малых количествах) разбавляются
до приемлемых уровней и затем рассеиваются в окружающей среде. Принцип
"выдерживать и расщеплять" относится только к радиоактивным отходам и означает, что
отходы хранят в течение определенного времени, в течение которого их радиоактивность
уменьшается благодаря естественному распаду изотопов.

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

      Высокоуровневые отходы содержатся непосредственно в отработанном ядерном
топливе или в продуктах его переработки. Так или иначе, их количество не слишком
велико - ежегодно приблизительно 25-30 тонн исчерпанного топлива (или три кубометра
остеклованных отходов) образуется в результате эксплуатации типичного легко-водного
ядерного реактора мощностью 1000 МВт. Такое количество может быть эффективно и


                                        15
экономно изолировано. Уровень радиоактивности таких отходов быстро уменьшается (см.
Рисунки 6,7). Например, отработанные топливные элементы, извлеченные из легко-
водного реактора, настолько радиоактивны, что испускают несколько сотен киловатт
тепловой энергии, но год спустя это излучение уменьшается до пяти киловатт, а после
пяти лет - всего один киловатт. Через 40 лет уровень радиоактивности в них падает,
примерно, в тысячу раз.
       После специальной переработки отработанного топлива, примерно 3%
высокоуровневых отходов находятся в жидком состоянии и содержат "золу" от
сгоревшего урана. Это высоко радиоактивные долгоживущие продукты деления урана и
некоторые тяжелые элементы. Они производят значительное количество теплоты и
требуют специального охлаждения. Такие отходы остекловывают специальными
составами в небольшие капсулы, закладывают на промежуточное хранение с
последующим долговременным размещением глубоко под землей. Такие принципы
обращения с радиоактивными отходами приняты в Великобритании, Франции, Германии
и Японии.
       С другой стороны, если отработанное реакторное топливо не подвергается
обработке, то все высоко радиоактивные изотопы остаются в нем. В этом случае с
топливными элементами обращаются как с высокоуровневыми отходами. Такой прямой
подход к работе с отработанным ядерным топливом принят в США и Швеции. Многие
страны, включая Канаду, придерживаются различных концепций, выбирая между
переработкой и прямым долговременным хранением отработанного ядерного топлива.
       Высокоуровневые отходы составляют только 3 % от всех радиоактивных отходов
во всем мире, но они содержат до 95 % всей радиоактивности, содержащейся в них.
       Наряду с высокоуровневыми отходами ядерной энергетики, работа с
радиоактивными материалами приводит к возникновению отходов низкого уровня
(средства очистки оборудования, перчатки, специальная одежда, инструменты и т.д.).
Такие отходы хотя и не представляют особой опасности, но требуют более тщательного
обращения, чем обычный мусор. Отходы низкого уровня поступают также из
медицинских учреждений, научно-исследовательских лабораторий и промышленности.
Они могут быть сожжены. Но обычно их размещают в специальных хранилищах под
землей. В любом случае, из них сначала выделяют все высоко токсичные материалы и
включают в высокоуровневые отходы, что обеспечивает безопасность и эффективность
работы с такими, относительно безвредными, материалами. Многие страны имеют
хранилища для размещения отходов низкого уровня. Отходы низкого уровня имеют,
примерно, такой же уровень радиоактивности, как и низкосортная урановая руда, а их
количество, образующееся каждый год, почти в пятьдесят раз больше, чем количество
высокоуровневых отходов. Во всем мире они составляют 90 % от всех радиоактивных
отходов, но имеют лишь 1 % радиоактивности.
       Отходы промежуточного уровня главным образом возникают в ядерной
промышленности. Они более радиоактивны и их изолируют от людей перед обработкой и
размещением на хранение. Обычно они включают в себя различные смолы, химические
осадки, компоненты реакторного оборудования и загрязненные материалы от реакторов,
снимаемых с эксплуатации. Обычно, такие отходы битумируются для дальнейшего
размещения в специальных хранилищах. Короткоживущие отходы (главным образом,
различные компоненты реакторного оборудования) хранят в заглубленных хранилищах,
но долгоживущие отходы (от переработки ядерного топлива) размещают глубоко под
землей. Во всем мире отходы промежуточного уровня составляют 7 % от всех
радиоактивных отходов и имеет 4 % радиоактивности.


                                           16
Переработка отработанного топлива

      Необходимость переработки исчерпанного ядерного топлива вызывается с
одной стороны возможностью регенерирования неиспользованного урана и плутония
в отработанных тепловыделяющих элементах, а с другой - возможностью
уменьшения количества высокоуровневых радиоактивных отходов.
      Переработка предотвращает излишний расход ценных ресурсов, потому что в
своем большинстве отработанное топливо содержит до 1% делящегося изотопа U-235 и
несколько меньшее количество плутония. Переработка позволяет повторять ядерный цикл
в свежих тепловыделяющих элементах, сохраняя, таким образом, приблизительно, до 30
% естественного урана. Такое смешанное оксидное топливо - важный ресурс. Выделяемые
при этом высокоуровневые отходы, преобразованные в компактные, устойчивые,
неразрушимые твердые капсулы, более удобны для дальнейшего хранения, чем
объемистые отработанные тепловыделяющие элементы.
      На сегодняшний день более 75000 тонн отработанного ядерного топлива от
гражданских энергетических реакторов уже подвергнуто повторной обработке, а
ежегодный объем переработки составляет, примерно, 5000 тонн.

                      Объемы переработки ядерного топлива в мире

Топливо легко-водных реакторов:    Франция, Ла Гаага                 1600 тонн в год
                                   Великобритания, Селфилд           850
                                   Россия, Челябинск (Маяк)          400
                                   Япония                            90
                                   Всего                             2940
Другое ядерное топливо:            Великобритания, Селфилд           1500
                                   Франция, Марсель                  400
                                   Индия                             200
                                   Всего                             2100
Всего                                                                5040

       Отработанные топливные сборки, удаленные из реактора, очень радиоактивны и
выделяют тепло. Поэтому их помещают в большие резервуары, наполненные водой
("бассейны выдержки"), которая охлаждает их, а более чем трех метровый слой воды
поглощает опасное излучение. В таком состоянии они остаются (непосредственно в
реакторном отделении или на перерабатывающем заводе) в течение нескольких лет, пока
уровень радиоактивности значительно уменьшится. Для большинства видов ядерного
топлива, его переработка начинается, приблизительно, через пять лет после выгрузки из
реактора.
       Обычный легко-водный реактор мощностью 1000 МВт производит ежегодно,
приблизительно, до 25 тонн исчерпанного топлива. После предварительного охлаждения
оно может транспортироваться в специальных защитных контейнерах, которые вмещают
лишь несколько (пять- шесть) тонн отработанного топлива, но сами весят до 100 тонн.
Транспортировка отработанного топлива и других высокоуровневых отходов достаточно
жестко регламентируется.
       Переработка отработанного оксидного топлива начинается с растворения
тепловыделяющих элементов в азотной кислоте. После этого производят химическое
разделение урана и плутония. Pu и U могут быть возвращены к началу топливного цикла -
уран на конверсионный завод для дообогащения, а плутоний непосредственно на


                                          17
предприятия по изготовлению топлива. Остающаяся жидкость после удаления Pu и U
представляет собой высокоуровневые отходы, содержащие, примерно, 3 % исчерпанного
топлива. Радиоактивность этих отходов высока, и они продолжают производить много
теплоты.
       Активная переработка ядерного топлива началась примерно с 1940-ых годов,
главным образом для регенерирования плутония для военных целей. В Великобритании,
металлические тепловыделяющие элементы от коммерческих реакторов первого
поколения с газовым охлаждением были повторно обработаны в Селфилде
приблизительно 40 лет назад. За это время завод, перерабатывающий 1500 тонн в год, был
значительно усовершенствован для поддержания должного уровня безопасности, гигиены
и других регламентирующих стандартов. С 1969 по 1973 год на заводе также повторно
обрабатывалось оксидное топливо на специально выделенном и модифицированном для
этой цели участке. Новый завод по переработке оксидного топлива (THORP) мощностью
1200 тонн в год был построен в 1994 году.
       В США по техническим и политическим причинам ни один завод в настоящее
время работает. В свое время в этой стране были построены три завода по переработке
исчерпанного оксидного топлива ядерных реакторов: первый завод мощностью 300 тонн в
год был построен в Вест Уилле (штат Нью-Йорк), и успешно эксплуатировался с 1966 по
1972 год. Однако, все возрастающие регламентирующие требования и нормы сделали
возможность модернизации завода экономически нецелесообразной, и завод был закрыт.
Второй завод мощностью 300 тонн в год, основанный на использовании новых
технологий, был сооружен в Моррисе (штате Иллинойс), работал некоторое время в
"пилотном" режиме но не сумел выйти на промышленный уровень. Строительство
третьего завода мощностью 1500 тонн в год в Барнуэлле (штат Южная Каролина) было
прекращено в связи с изменениями в политике правительства США, исключающей с
целью нераспространения ядерного оружия всякую гражданскую переработку
отработанного ядерного топлива. Всего, начиная с 1940 года, США имеют
эксплуатационный опыт работы по переработке отработанного топлива на
правительственных оборонных предприятиях, насчитывающий более 250 заводо-лет.
       Во Франции один завод мощностью 400 тонн в год по переработке металлического
топлива от реакторов с газовым охлаждением работает в Марселе. В Ла Гааге с 1976 года
производится переработка оксидного топлива, и в настоящее время здесь эксплуатируется
два завода мощностью по 800 тонн в год. Индия имеет завод по переработке оксидного
топлива с производительностью 100 тонн в год в Тарапуре, а также аналогичные заводы в
Кальпакаме и Тромбе. Япония строит большой завод в Рокакошо, хотя большая часть
исчерпанного топлива, повторно обрабатывается в Европе (что составляет всего 100 тонн
в год). Россия имеет завод по переработке оксидного топлива в Челябинске мощностью
400 тонн в год.
       После переработки восстановленный уран дообогащается и отправляется на
предприятие по изготовлению свежего реакторного топлива. Плутоний же должен пройти
технологический цикл по изготовлению смешанного оксидного топлива (MOX-топлива)
на специальном заводе, который часто интегрируется с перерабатывающим предприятием.
Во Франции, например, для того чтобы избежать создания неиспользуемых запасов
плутония, выход продукции перерабатывающего предприятия строго скоординирован с
загрузкой мощностей завода по изготовлению MOX-топлива. Если плутоний хранится в
течение нескольких лет, то увеличивающийся в нем уровень содержания изотопа
Америция-241 (используемого в бытовых датчиках задымления помещений), создаст
трудности при производстве MOX-топлива из-за повышения уровня гамма излучения.


                                                 18

              Объем производства смешанного оксидного топлива (т/год)

                       Год:                                    1998    2005
                       Бельгия и Франция                       175     195
                       Япония                                  10      100
                       Россия                                  -       60
                       Великобритания                          8       120
                       Всего для легко-водных реакторов        193     475

   Новые заводы, предусмотренные к вводу в строй к 2005 году, находятся в стадии строительства. По
           прогнозам МАГАТЭ их мощность к 2005 году составит от 430 до 610 тонн в год.

Высокоуровневые отходы после переработки

       Несмотря на малые количества, высокоуровневая отходы, возникающие после
переработки отработанного ядерного топлива, требуют большой осторожности в
обращении, размещении и хранении, так как они содержат продукты деления и некоторые
трансурановые элементы, активно испускающие альфа, бета и гамма-излучение, а также
выделяющие много теплоты. Теплота выделяется, главным образом, от продуктов
деления. Такие материалы обычно называют как "ядерные отходы".
       Если учесть, что потребляемая мощность электроэнергии, произведенной на
атомных электростанциях, в расчете на одного человека составляет, примерно, один
киловатт (для жителей Западной Европы), то на каждого из нас ежегодно приходится,
примерно, по 20 мл высокоуровневых отходов от переработки. После остекловывания или
битумирования это количество занимает объем не более одного кубического сантиметра.
       Следует отметить, что отходы от военных программ продолжают доминировать в
таких странах как США и Россия на протяжении многих десятилетий, независимо от
темпов развития гражданской ядерной энергетики. Это "наследство", возникшее с начала
1940-ых годов и приведшее к загрязнению поверхностных слоев земли, утечек из
резервуаров для хранения и дорогостоящим мерам по реабилитации загрязненных
территорий, создало проблемы тем странам, которые его и произвели.
       Жидкие отходы, произведенные на перерабатывающих заводах, временно хранятся
в охлаждаемых, многостенных резервуарах из нержавеющей стали, внутри
железобетонных защитных корпусов. Их необходимо затем преобразовать в компактные,
химически инертные твердые частицы перед окончательным захоронением. Достигается
это с помощью процедуры, которая называется остекловывание. Использование, так
называемого, Австралийского "синтетического камня" (синрок) является наилучшим
способом для изоляции отходов, но это, однако, пока не получило широкого применения в
гражданской ядерной энергетике.
       Технологии на гражданских заводах по остекловыванию основаны на
"кальцинировании" отходов (выпаривании до получения сухого порошка) с последующим
перемешиванием в боросиликате. Расплавленная стеклянная масса, смешанная с сухими
отходами, помещается в большие резервуары, изготовленные из нержавеющей стали и
вмещающие до 400 кг продукта. Крышка резервуара надежно приваривается. Ежегодные
отходы от эксплуатации одного реактора мощностью 1000 МВт содержатся в 5 тоннах
такой стеклянной массы (это приблизительно двенадцать резервуаров высотой 1.3 метра
каждый и диаметром 0.4 метра). В Великобритании, например, они хранятся в бункерах
глубоко под землей в вертикальном положении. Описанные технологические процессы
были разработаны и проверены на опытных заводах в 1960-ых годах. К 1966 году


                                         19
несколько тонн высокоуровневых отходов от повторно обработанного топлива были
остеклованы в Великобритании в Хоруилле, однако исследования были тогда
приостановлены как неприоритетные из-за недостаточного количества высокоуровневых
отходов. Высокотемпературные испытания остеклованной массы показали, что она
остается нерастворимой даже в случае физического разрушения стекла. Подобные
результаты были получены и на Французских предприятиях по остекловыванию отходов
между 1969 и 1972 годами.
       Остекловывание высокоуровневых радиоактивных отходов впервые получило
индустриальные масштабы во Франции с 1978 года. Сегодня такие работы проводятся на
пяти предприятиях в Бельгии, Франции и Великобритании с производительностью до
1000 тонн остеклованных отходов в год.
       В 1996 году два подобных завода были открыты в США. Один, в Вест Уилле (штат
Нью-Йорк), должен обрабатывать 2.2 миллиона литров высокоуровневых отходов от
гражданских ядерных реакторов, накопившихся от переработанного ядерного топлива за
25 лет их работы, а другой - в Саванна Ривер, предназначен для остекловывывания
большого количества военных ядерных отходов.
       Остеклованные отходы хранят в течение некоторого времени перед окончательным
долговременным размещением, позволяя уменьшиться радиоактивности и выделяемой
теплоте. Вообще говоря, чем дольше такой материал будет выдержан перед захоронением,
тем меньше проблем с ним будет потом. В зависимости от используемых методов
размещения, интервал между выгрузкой топлива из реактора и окончательным
захоронением остеклованных отходов может составлять 50 лет.
       Обработка таких материалов требует обязательного использования специальных
мер, гарантирующих безопасность персонала. Как и во всех производствах, где
присутствует гамма-излучение, самый простой и дешевый способ предохранения - это
дистанция (увеличение расстояния до источника излучения в десять раз уменьшает
экспозиционную дозу до одного процента).
       Для транспортировки высокоуровневых отходов (или отработанных топливных
сборок) используются специальные прочные контейнеры. Они разработаны таким
образом, что выдерживают все возможные аварийные ситуации, сохраняют свою
целостность и защищают от радиоактивного излучения. Высокие требования,
предъявляемые к конструкциям таких контейнеров, делают практически невозможным их
повреждение даже с использованием взрывчатых веществ и поэтому они совершенно
непривлекательны для попыток террористического нападения.

Размещение и хранение отработанного топлива

      Принцип прямого захоронения отработанного ядерного топлива принят в США и
Швеции, хотя в последнем случае предполагается его регенерация в будущем. С 1988 года
Швеция имеет действующее централизованное хранилище для отработанного ядерного
топлива (CLAB) емкостью 5000 тонн. Отработанное топливо отправляется на это
хранилище после, примерно, их годичного хранения в реакторах в бассейнах выдержки.
      В CLAB для охлаждения и защиты от ионизирующих излучений отработанное
топливо будет храниться под водой в течение, примерно, сорока лет. К 2020 году это
хранилище будет полностью заполнено, и к этому времени должно быть готово новое
хранилище для окончательного захоронения, хотя уже сегодня строятся и несколько
больше емкости.
      В то время как выделенные высокоактивные отходы остекловывают для придания
им физической устойчивости к разрушению, отработанное топливо, предназначенное для


                                         20
прямого размещения и хранения, всегда изготавливается в очень устойчивой
керамической форме UO2. При непосредственной работе с отработанным ядерным
топливом или извлекаемыми из него отходами, важная роль принадлежит степени их
охлаждения и радиоактивного распада. Спустя сорок лет после выгрузки топлива из
реактора, в нем остается менее одной тысячной доли начального уровня радиоактивности,
и с таким материалом намного легче обращаться (см. Рисунок 6). 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, и тем более проще их
подвергать последующей обработке.

 Рисунок 6. Уменьшение уровня радиоактивности продуктов деления в одной тонне
                 отработанного ядерного топлива PWR реактора




       В США, например, все отработанное топливо хранится в месте расположения
реактора и в настоящее время это является частью топливного цикла. В дальнейшем
отработанное топливо перемещают из бассейнов выдержки или сухих хранилищ на
государственные склады промежуточного хранения. Здесь отработанное топливо ожидает
своего окончательного захоронения.

Размещение и хранение остеклованных отходов

      Независимо от того остеклованы ли высокоактивные отходы после переработки
или они находятся в отработанных топливных сборках, с ними, в конечном счете,
необходимо распорядиться самым безопасным образом. В дополнение к концепциям
безопасности, применяемым к ядерному топливному циклу, это означает, что после



    
Яндекс цитирования Яндекс.Метрика