Відпрацьоване ядерне паливо

Відпрацьоване ядерне паливо (ВЯП, також опромінене ядерне паливо)  — витягнуті з активної зони тепловидільні елементи (ТВЕЛ) або їх групи, тепловидільні збірки ядерних реакторів атомних електростанцій та інших установок (дослідних, транспортних та інших). Паливо відносять до відпрацьованого, якщо воно надалі нездатне ефективно підтримувати ланцюгову реакцію (в звичайному ядерному реакторі).[1]

Басейн витримки відпрацьованого ядерного палива на АЕС
ХарактеристикаРедагувати

У більшості сучасних реакторів ТВЕЛ являє собою тонкостінну трубку з різних сплавів цирконію, в якій знаходяться «таблетки» сполук урану (найчастіше діоксиду урану) різного ступеня збагачення, довжиною 3 м (для ВВЕР) та близько 1-3 сантиметрів у діаметрі, з заглушками на кінцях, які забезпечують герметичність ТВЕЛу і його кріплення в ТВЗ.

Опромінене ядерне паливо, на відміну від свіжого, має значну радіоактивність через вміст великої кількості продуктів поділу (для реакторів ВВЕР приблизно 300 000 Кі в кожному ТВЕЛі) і має властивість самонагріватись на повітрі до високих температур (тільки що витягнуте приблизно до 300 °C) і після вилучення з активної зони реактора витримується 2 — 5 років у басейні витримки (ВВЕР) або на периферії активної зони реактора (реактор БН-600).

Після зменшення залишкового тепловиділення палива його відправляють на зберігання, поховання або переробку ВЯП[2]. В Україні відсутні потужності і технології для переробки ВЯП. Одна з причин - відсутність технології, друга - без'ядерний статус України. Відповідно до угоди про нерозповсюдження ядерної зброї технології переробки ВЯП можуть освоювати тільки «ядерні» держави. У світі переробкою відпрацьованого ядерного палива займаються тільки Велика Британія, Франція, Росія та Японія[3].

Переробка ВЯП передбачає вилучення з нього елементів урану і плутонію для повторного використання в ядерно-паливному циклі - формування нових паливних збірок (МОХ-паливо, нітридне паливо). Найбільш перспективним з точки зору МАГАТЕ є підхід до переробки ВЯП, що передбачає повне замикання ядерно-паливного циклу з використанням реакторів на швидких нейтронах.

Станом на 2018 рік найбільш активно[джерело?] технології замкнутого ядерно-паливного циклу розвиваються в Росії. Зокрема, у НДІ «Неорганічних матеріалів ім. Бочвара» спільно з фахівцями ФГУП «ПО «Маяк» відпрацювали технологію очищення технологічних розчинів від урану, плутонію і америцію до рівня низькоактивних розчинів. Була створена установка лужного осадження і мембранної тангенціальної фільтрації розчинів. В інституті заявляють, що при використанні установки утворюється значно менше вторинних відходів у порівнянні з використанням існуючих промислових фільтрів, а також збільшено час ефективної роботи фільтроциклу. Планується, що реалізація зазначеної технології сприятиме скороченню обсягів радіаційних відходів, що утворюються.[4]

Станом на 2018 рік успішно експлуатуються 2 реактора на швидких нейтронах: БН-600 і БН-800 на Білоярській АЕС. Ведеться будівництво дослідно-демонстраційного центру з переробки ВЯП ВВЕР-1000 продуктивністю до 250 тонн на рік. Освоєно виробництво МОХ-палива та нітридного палива для реакторів на швидких нейтронах з використанням продуктів переробки ВЯП (уран і плутоній)[5].

Стан в УкраїніРедагувати

Паливо Хмельницької, Рівненської та Південноукраїнської АЕС вивозилося на переробку (з реакторів ВВЕР-440 РАЕС) і тимчасове зберігання в Росію (з реакторів ВВЕР-1000).

ЧАЕС за роки експлуатації використала 21284 тепловиділяючі збірки, що зберігаються на сховищі відпрацьованого ядерного палива «мокрого» типу (СВЯП-1). [6] Максимальний термін експлуатації СВЯП-1 обмежений до 2028 року.

Планується, що в майбутньому паливо з цих АЕС буде зберігатися на території України в централізованому сховищі відпрацьованого ядерного палива (ЦСВЯП) в Зоні відчуження ЧАЕС[7] у якості тимчасового рішення на ближні 100 років:[8]

Сьогодні в Україні на державному рівні не ухвалене остаточне рішення, що ж робити з відпрацьованим паливом. Переробляти – дорого, немає необхідності, і виникають нові проблеми з радіоактивними відходами від переробки. Захоронювати – не економічно, враховуючи скільки потенційного ядерного палива буде «закопано в землю», а також немає можливості (дослідження можливості остаточного захоронення відпрацьованого палива в нас у початковому стані)... Тому ми ... ухвалили рішення – почекати. Почекати і забезпечити тривале зберігання свого відпрацьованого палива у себе, на своїй території.


Див. такожРедагувати

ПриміткиРедагувати

  1. Spent nuclear fuel/ Glossary/NRC Library (en). US NRC. November 22, 2013. Процитовано 2013-11-29. 
  2. МАГАТЕ опублікувало оглядову доповідь щодо поточного стану технологій переробки ВЯП. Atominfo.ru, 03.03.2009 (рос.)
  3. Ціна відкладених рішень. day.kyiv.ua. Процитовано 2017-09-27. 
  4. EnergyLand. Energyland.info - Аналитика. ВНИИНМ и «Маяк» освоили технологию глубокой очистки технологических растворов от трансурановых элементов. www.energyland.info. Процитовано 2018-01-18. 
  5. Замкнутый ядерный цикл. Как атомную энергетику можно сделать возобновляемой, и зачем. elektrovesti.net. Процитовано 2017-09-27. 
  6. Alexey. Поводження з відпрацьованим ядерним паливом. chnpp.gov.ua (uk-ua). Процитовано 2020-04-06. 
  7. Експерти наполягають на необхідності будівництва геологічного сховища, як необхідного елемента вирішення проблеми поводження з РАВ. ukranews_com. Процитовано 2017-09-27. 
  8. Що ми робимо і плануємо робити з відпрацьованим ядерним паливом. www.energoatom.com.ua. Національна атомна енергогенеруюча компанія «Енергоатом». Процитовано 2020-04-04. 

ПосиланняРедагувати