Переработка отработавшего ядерного топлива

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

История

Первоначально ОЯТ подвергалось переработке исключительно с целью извлечения плутония при производстве ядерного оружия, в настоящее время же наработка оружейного плутония практически прекращена.

Впоследствии возникла необходимость в переработке топлива энергетических реакторов.
Первое поколение промышленных установок по переработке оксидного топлива легководных реакторов появилось в Европе и Японии в 1960-х — 1970-х годах. Предназначенные изначально для топлива газо-графитных реакторов, а затем переоборудованные под ОЯТ легководных реакторов, они обладали ограниченной мощностью.

Второе поколение промышленных перерабатывающих заводов было создано в 1980-х годах с учетом полученного опыта и результатов огромного объема исследований, выполненных с целью:

• повышения мощности установок;
• повышения эксплуатационной эффективности;
• повышения безопасности и улучшения эксплуатационных показателей, а также значительного снижения дозовых нагрузок и выбросов в окружающую среду;
• кондиционирования всех эксплуатационных и тех­­нологических отходов.

На 2012 год в эксплуатации или на этапе ввода в эксплуатацию находятся четыре промышленные установки для переработки ОЯТ: UP3 и UP2-800 в Ла-Аге во Франции, Thorp в Великобритании и Роккашо Мура в Японии.[2]

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[3]), во Франции (завод Cogema^[англ.])[4][5]; планируются производства в Японии (Rokkasho, 2010-е), Китае (Lanzhou, 2020), Красноярске-26 (РТ-2, 2020-е)[6]. США отказались от массовой переработки выгруженного из реакторов топлива и хранят его в специальных хранилищах[1][7].

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). К 2025 году планируется создать^[где?] крупномасштабный перерабатывающий радиохимический завод, который предоставит возможность решить проблему как накопленного топлива, так и ОЯТ, выгружаемого из существующих и планируемых к созданию АЭС. На Железногорском ГХК предполагается перерабатывать как в опытно-демонстрационном центре (ОДЦ), так и на крупномасштабном производстве, ОЯТ водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-1000 и большую часть отходов реакторов канального типа РБМК-1000. Продукты регенерации будут использоваться в ядерном топливном цикле, уран — в производстве топлива для реакторов на тепловых нейтронах, плутоний (совместно с нептунием) — для реакторов на быстрых нейтронах, которые обладают нейтронно-физическими свойствами, обеспечивающими возможность эффективного замыкания ЯТЦ. При этом темпы переработки ОЯТ РБМК будут зависеть от востребованности продуктов регенерации (как урана, так и плутония) в ядерном топливном цикле. Подобные подходы легли в основу «Программы создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на 2011—2020 годы и на период до , утверждённой в ноябре 2011 года.[8]

Технологии

Ядерное топливо чаще всего представляет собой герметичный контейнер из сплава циркония или 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[9]. 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[10][11], из-за чего он не может быть использован для изготовления надежных и предсказуемых ядерных зарядов (240 изотоп является загрязнителем)[12][13].

Критика

Глобальной проблемой переработки ОЯТ является огромное количество радиоактивных отходов, в том числе с длительными периодами полураспада. Сам процесс переработки требует большого количества химических реагентов (кислот, щелочей, воды и органических растворителей), так как по сути материал топливной сборки полностью химически растворяется в кислотах или щелочах, после чего выделяются целевые продукты. В отходах остаются как задействованные реагенты, получившие наведенную радиоактивность, так и остаточные или не нужные фракции материалов ОЯТ.

В 1 т ОЯТ, только что извлеченного из реактора типа ВВЭР, содержится 950—980 кг урана-235 и 238, 5—10 кг плутония, продуктов деления (1,2—1,5 кг цезия-137, 770 г технеция-99, 500 г стронция-90, 200 г иода-129, 12—15 г самария-151), минорных актиноидов (500 г нептуния-237, 120—350 г америция-241 и 243, 60 г кюрия-242 и 244), а также в меньшем количестве радиоизотопы селена, циркония, палладия, олова и других элементов[14]. Хотя многие изотопы имеют периоды полураспада от суток до десятков дней, для многих других он составляет десятки лет и для некоторых — от сотен тысяч до десятков миллионов лет, что в человеческих масштабах представляет вечность.

Короткоживущие продукты деления[14]:

Нуклид	Т1/2	Нуклид	Т1/2
^85Kr	10.8года	^144Pr	17.28 м
^137Cs	26.6 года	^106Rh	30.07 с
^90Sr	29 лет	^147Pm	2.6 года
^137mBa	156 сут	^134Cs	2.3 года
^90Y	2.6 сут	^154Eu	8.8 года
^144Ce	284.91	^155Eu	4.753 года
^106Ru	371.8 сут

Долгоживущие продукты деления[14]

Нуклид	^79Se	^99Tc	^93Zr	^126Sn	^129I	^135Cs
Т1/2	3,27(8)⋅10^5 л	2,111(12)⋅10^5 л	1,61(5)⋅10^6 л	2,30(14)⋅10^5 л	1,57(4)⋅10^7 л	2,3⋅10^6 л

Развитие и совершенствование технологий переработки не решает её основных проблем. Длительные периоды полураспада связаны с невозможностью организации надежных хранилищ и высокими расходами на содержание и обслуживание хранилищ в течение сотен и тысяч лет. Технология подземного захоронения отходов в геологических формациях не решает проблему природных катаклизмов, т.к. даже через 1 млн лет сильное землетрясение может вскрыть все ещё радиоактивные пласты захоронения. Хранение в наземных хранилищах и могильниках не исключает рисков аварий такого же типа, как неоднократно происходили на ПО «Маяк».

См. также

• Утилизация радиоактивных отходов^[англ.]

Ссылки

• Хранение и переработка ОЯТ, производство изотопов // Росатом
• Новости о переработке ОЯТ на портале «Атомная энергия 2.0»
• Бекман. 6. Радиохимическая переработка ядерного топлива
• Processing of Used Nuclear Fuel // World Nuclear Association, september 2013 (англ.)
• Status and trends in spent fuel reprocessing // IAEA-TECDOC-1467, September 2005

Литература

• 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.

Примечания

1. Безопасная опасность  (рус.). Вокруг света. vokrugsveta.ru (июль 2003). Дата обращения: 4 декабря 2013. Архивировано 7 декабря 2013 года.
2. CОEX: новый комплексный подход к переработке ОЯТ Архивная копия от 15 февраля 2024 на Wayback Machine // «Атомная энергия 2.0», 22 апреля 2012
3. инфографика Архивная копия от 31 декабря 2017 на Wayback Machine(flash) от Guardian
4. Reprocessing plants, world-wide Архивная копия от 22 июня 2015 на Wayback Machine // European Nuclear Society
5. Processing of Used Nuclear Fuel Архивная копия от 23 января 2016 на Wayback Machine // World Nuclear Association, 2013: «World commercial reprocessing capacity»
6. Status and trends in spent fuel reprocessing Архивная копия от 14 января 2012 на Wayback Machine // IAEA-TECDOC-1467, September 2005 page 52 Table I Past, current and planned reprocessing capacities in the world
7. "США хотят перерабатывать ОЯТ". «Эксперт» №11 (505). 20 марта 2006. Архивировано 2 марта 2017. Дата обращения: 4 декабря 2013. .. в отличие от Франции, России и Германии, .. США .. предпочитали хоронить его неподалёку от своего игрового центра в Лас-Вегасе в штате Невада, где на сегодняшний день накопилось уже более 10 тысяч тонн облученного топлива
8. А.В. Балихин. О состоянии и перспективах развития методов переработки отработавшего ядерного топлива. (рус.) // Комплексное использование минерального сырья. — 2018. — № 1. — С. 71—87. — ISSN 2224-5243.
9. Химия тория, урана, плутония: Учебное пособие  (неопр.). Дата обращения: 4 декабря 2013. Архивировано 18 сентября 2013 года.
10. 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.» Дата обращения: 5 декабря 2013. Архивировано из оригинала 13 января 2012 года.
11. PERFORMANCE OF MOX FUEL FROM NONPROLIFERATION PROGRAMS (англ.). — 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting Chengdu, China, Sept. 11-14,, 2011. Архивировано 5 марта 2013 года.
12. Plutonium -> Plutonium and weapons (англ.). World Nuclear Association (март 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.» Дата обращения: 5 декабря 2013. Архивировано 18 августа 2015 года.
13. О международном сотрудничестве России в области утилизации избыточного оружейного плутония Архивная копия от 11 декабря 2013 на Wayback Machine — справочная информация МИД РФ, 11-03-2001: «…изотопа PU-240 … Наличие последнего в больших пропорциях существенно осложняет задачу проектирования надежного боезаряда с заданными характеристиками»
14. Отработанное ядерное топливо тепловых реакторов  (неопр.). Дата обращения: 15 мая 2021. Архивировано 15 мая 2021 года.