Переробка відпрацьованого ядерного палива
Переробка відпрацьованого ядерного палива — процес, за якого хімічною обробкою з відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) добувається уран, плутоній і радіоактивні ізотопи[1].
Історія ред.
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).[2]
У Росії першим підприємством, здатним переробляти ВЯП, вважається виробниче об'єднання «Маяк», засноване 1948 року[1]. Інші великі радіохімічні заводи на території Росії, це Сибірський хімічний комбінат[ru] і Желєзногорський гірничо-хімічний комбінат[ru]. Великі радіохімічні виробництва діють в Англії (завод Селлафілд[3]), у Франції (завод Cogema[en])[4]; плануються виробництва в Японії (Rokkasho, 2010-і), Китаї (Lanzhou, 2020), Красноярську-26 (РТ-2, 2020-і)[5]. США відмовилися від масової переробки вивантаженого з реакторів палива і зберігають його в спеціальних сховищах[6].
Технології ред.
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 нітриду урану[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[7]. 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 пюрекс-процес[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[8][9], тому його не можна використати для виготовлення надійних і передбачуваних ядерних зарядів (240-й ізотоп є забруднювачем)[10][11].
Критика ред.
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.[12]
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[13]. 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[13]:
| 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[13]:
| 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 ред.
- ↑ а б 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 (21 квітня). — С. 71—87. — ISSN 2224-5243.
- ↑ инфографика(flash) от Guardian
- ↑ Processing of Used Nuclear Fuel [Архівовано 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
- ↑ США хотят перерабатывать ОЯТ. «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
- ↑ Plutonium "burning" in LWRs (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. — 21 April. Архівовано з джерела 5 березня 2013.
- ↑ Plutonium -> Plutonium and weapons (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
- ↑ а б в Отработанное ядерное топливо тепловых реакторов
Посилання ред.
- 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.