Переработка отработавшего ядерного топлива

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к: навигация, поиск

Переработка отработавшего ядерного топлива — процесс, при котором путём химической обработки из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) извлекается уран, плутоний и радиоактивные изотопы[1].

История[править | править вики-текст]

Первоначально переработка ОЯТ была использована исключительно для извлечения плутония при производстве ядерного оружия. В настоящее время наработка оружейного плутония практически прекращена. Впоследствии возникла необходимость в переработке топлива энергетических реакторов. Одна из целей переработки топлива энергетических реакторов — повторное использование в качестве энергетического реакторного топлива, в том числе в составе МОХ-топлива или для реализации закрытого топливного цикла (ЗЯТЦ).

В России первым предприятием, способным перерабатывать ОЯТ, считается Производственное Объединение «Маяк», основанное в 1948 году[1]. Другие крупные радиохимические заводы на территории России это Сибирский химический комбинат и Железногорский горно-химический комбинат. Крупные радиохимические производства действуют в Англии (завод Селлафилд[2]), во Франции (завод Cogema (англ.)русск.)[3][4]; планируются производства в Японии (Rokkasho, 2010-ые), Китае (Lanzhou, 2020), Красноярске-26 (РТ-2, 2020-ые)[5]. США отказались от массовой переработки выгруженного из реакторов топлива и хранят его в специальных хранилищах.[1][6]

Технологии[править | править вики-текст]

Ядерное топливо чаще всего представляет собой герметичный контейнер из стали, часто именуемый тепловыделяющим элементом (ТВЭЛ). Уран в них имеет форму небольших таблеток из оксида или (гораздо реже) других термостойких соединений урана, например нитрида урана. При распаде урана образуется множество нестабильных изотопов других химических элементов, в том числе газообразных. Требования безопасности регламентируют герметичность ТВЭЛа весь срок службы, и все эти продукты распада остаются внутри ТВЭЛа. Помимо продуктов распада остаются значительные количества урана-238, небольшие количества невыгоревшего урана-235 и наработанный в реакторе плутоний.

Задача переработки — минимизировать радиационную опасность ОЯТ, безопасно утилизировать неиспользуемые компоненты, выделить полезные вещества и обеспечить их дальнейшее использование. Для этого чаще всего применяются химические методы разделения[7]. Наиболее простыми методами являются переработка в растворах, однако эти методы дают наибольшее количество жидких радиоактивных отходов, поэтому такие методы были популярны только на заре ядерной эры. В настоящее время ищут методы с минимизацией количества отходов, предпочтительно твердых. Их проще утилизировать остекловыванием.

В основе всех современных технологических схем переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) лежат экстракционные процессы, чаще всего так называемый Пьюрекс-процесс (от англ. Pu U Recovery EXtraction), который заключается в восстановительной реэкстракции плутония из совместного экстракта с ураном и продуктами деления. Конкретные схемы переработки отличаются набором применяемых реагентов, последовательностью отдельных технологических стадий, аппаратурным оформлением.

Плутоний, выделенный при переработке, может быть использован в виде топлива в смеси с оксидом урана. Для топлива после достаточно длительной кампании почти две трети плутония приходится на изотопы Pu-239 и Pu-241 и около трети на Pu-240,[8][9] из-за чего он не может быть использован для изготовления надежных и предсказуемых ядерных зарядов (240 изотоп является загрязнителем).[10][11]

Примечания[править | править вики-текст]

  1. 1 2 3 Безопасная опасность (рус.). Вокруг света. vokrugsveta.ru (2003, июль). Проверено 4 декабря 2013.
  2. инфографика(flash) от Guardian
  3. Reprocessing plants, world-wide // European Nuclear Society
  4. Processing of Used Nuclear Fuel // World Nuclear Association, 2013: "World commercial reprocessing capacity"
  5. 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
  6. США хотят перерабатывать ОЯТ, «Эксперт» №11 (505) (20 мар 2006). Проверено 4 декабря 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».
  7. Химия тория, урана, плутония: Учебное пособие
  8. Plutonium "burning" in LWRs (англ.). — «Current reprocessed plutonium (fuel burn-up 35-40 MWd/kg HM) has a fissile content of some 65%, the rest is mainly Pu-240.»  Проверено 5 декабря 2013.
  9. PERFORMANCE OF MOX FUEL FROM NONPROLIFERATION PROGRAMS (англ.). — 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting Chengdu, China, Sept. 11-14,, 2011.
  10. Plutonium -> Plutonium and weapons (англ.). World Nuclear Association (March 2012). — «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.»  Проверено 5 декабря 2013.
  11. 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"

Ссылки[править | править вики-текст]