Az atomreaktorban lévő üzemanyag radioaktívvá válik, azaz veszélyessé válik környezetés egy személy. Ezért távolról és vastag falú csomagolókészletekkel kezelik, amelyek lehetővé teszik az általa kibocsátott sugárzás elnyelését. A kiégett nukleáris fűtőelemek (KNT) azonban a veszély mellett kétségtelen előnyökkel is járhatnak: az másodlagos nyersanyagok friss nukleáris üzemanyag előállítása, mivel az urán-235-öt, plutónium- és urán-238-izotópokat tartalmaz. A kiégett nukleáris fűtőelemek újrafeldolgozása lehetővé teszi az uránlelőhelyek kialakulásából adódó környezeti ártalmak csökkentését, mivel tisztított uránból és plutóniumból - a besugárzott fűtőelemek feldolgozási termékeiből - friss üzemanyagot állítanak elő. Ezenkívül a tudományban, a technológiában és az orvostudományban használt radioaktív izotópok szabadulnak fel a kiégett nukleáris fűtőelemekből.

SNF tárolásával és/vagy feldolgozásával foglalkozó vállalkozások - "Mayak" Termelő Egyesület (Ozersk, Cseljabinszk régió) és a Bányászati ​​és Vegyi Üzem (Zheleznogorsk, Krasznojarszk Terület) a Roszatom Állami Társaság nukleáris és sugárbiztonsági komplexumának része. A kiégett nukleáris fűtőelemek újrafeldolgozása folyamatban van a Mayak Termelő Egyesületben, a Bányászati ​​és Vegyipari Kombinátban pedig befejeződik a kiégett nukleáris fűtőelemek új „száraz” tárolójának építése. Az atomenergia fejlesztése hazánkban nyilvánvalóan a kiégett nukleáris fűtőelemek kezelésével foglalkozó vállalkozások méretének növekedését is maga után vonja, különösen mivel az orosz atomenergia-ipari komplexum fejlesztési stratégiái zárt nukleáris üzemanyagciklus megvalósítását jelentik. tisztított uránt és a kiégett nukleáris üzemanyagtól elkülönített plutóniumot használnak.

Ma már csak a világ négy országában – Oroszországban, Franciaországban, Nagy-Britanniában és Japánban – működnek SNF újrafeldolgozó üzemek. Oroszország egyetlen működő üzeme - a Mayak Termelőszövetség RT-1-je - évi 400 tonna SNF tervezési kapacitással rendelkezik, bár jelenleg a terhelése nem haladja meg az évi 150 tonnát; a Bányászati ​​és Vegyipari Kombinát RT-2 üzeme (évi 1500 tonna) a fagyott építési szakaszban van. Franciaországban jelenleg két ilyen üzem működik (UP-2 és UP-3 a La Hague-fokon), amelyek összkapacitása évi 1600 tonna. Ezekben az erőművekben egyébként nem csak a francia atomerőművek üzemanyagát dolgozzák fel, ennek feldolgozására több milliárd dolláros szerződést kötöttek németországi, japán, svájci és más országok energiavállalataival. Az Egyesült Királyságban a Thorp üzem évi 1200 tonna kapacitással működik. Japán egy Rokkase-Mura településen működő vállalkozást működtet, amelynek kapacitása évi 800 tonna SNF; egy kísérleti üzem is működik Tokai-Murában (évente 90 tonna).
Így a világ vezető nukleáris hatalmai ragaszkodnak a nukleáris üzemanyagciklus „bezárásának” gondolatához, amely fokozatosan gazdaságilag előnyössé válik az uránbányászat költségeinek növekedésével szemben, amely a kevésbé gazdagok fejlődésére való átállással jár. alacsony urántartalmú lelőhelyek az ércben.

A PA "Mayak" izotóptermékeket is gyárt - radioaktív források tudomány, technológia, orvostudomány és Mezőgazdaság. A stabil (nem radioaktív) izotópok előállítását az Elektrokhimpribor Kombinát végzi, amely többek között az államvédelmi megrendelést teljesíti.

Az erőművi reaktorokból származó elhasznált nukleáris üzemanyag kezdeti szakaszban Az NFC reaktor utáni szakasza megegyezik az NFC nyitott és zárt ciklusaival.

Ez magában foglalja a kiégett nukleáris fűtőanyaggal ellátott fűtőelemek eltávolítását a reaktorból, több éves tárolást a helyszíni medencében („nedves” tárolás víz alatti medencékben), majd a feldolgozó üzembe szállítását. Az NFC nyílt változatában a kiégett fűtőelemeket speciálisan felszerelt tárolókban („száraz” tárolás inert gáz vagy levegő környezetben konténerben vagy kamrában) helyezik el, ahol több évtizedig tárolják, majd olyan formába dolgozzák fel, amely megakadályozza radionuklidok ellopása és végleges elhelyezésre előkészített.

A nukleáris üzemanyagciklus zárt változatában a kiégett fűtőelem a radiokémiai üzembe kerül, ahol újrafeldolgozásra kerül a hasadó nukleáris anyagok kinyerése érdekében.

A kiégett nukleáris üzemanyag (SNF) a radioaktív anyagok egy speciális fajtája – a radiokémiai ipar nyersanyaga.

A reaktorból elhasználtságuk után eltávolított besugárzott fűtőelemek jelentős felhalmozódott aktivitással rendelkeznek. Kétféle SNF létezik:

1) ipari reaktorokból származó SNF, amelynek kémiai formája van mind az üzemanyagnak, mind annak burkolatának, amely alkalmas az oldásra és az azt követő feldolgozásra;

2) Erőművi reaktorok fűtőelemei.

Az ipari reaktorokból származó KNÜ-t kötelező újrafeldolgozni, míg az SNF-t nem mindig dolgozzák fel. Nagy aktivitású SNF minősül nagy aktivitású hulladéknak, ha nem vetik alá további feldolgozásnak, vagy értékes energetikai nyersanyagnak minősül, ha feldolgozzák. Egyes országokban (USA, Svédország, Kanada, Spanyolország, Finnország) az SNF teljes mértékben radioaktív hulladéknak minősül. Angliában, Franciaországban, Japánban - az energetikai nyersanyagokhoz. Oroszországban az SNF egy része radioaktív hulladéknak minősül, egy részét pedig radiokémiai üzemekbe küldik feldolgozásra (146).

Annak a ténynek köszönhetően, hogy nem minden ország tartja be a zárt taktikát nukleáris ciklus, SNF a világon folyamatosan növekszik. A zárt urán üzemanyagciklushoz ragaszkodó országok gyakorlata azt mutatta, hogy a könnyűvizes reaktorok nukleáris üzemanyagciklusának részleges lezárása akkor is veszteséges, ha az urán ára a következő évtizedekben akár 3-4-szeresére is emelkedhet. Ennek ellenére ezek az országok lezárják a könnyűvizes reaktorok nukleáris üzemanyag-ciklusát, a költségeket az áramdíjak emelésével fedezve. Éppen ellenkezőleg, az Egyesült Államok és néhány más ország megtagadja az SNF feldolgozását, szem előtt tartva az SNF jövőbeni végleges ártalmatlanítását, előnyben részesítve annak hosszú távú tárolását, amely olcsóbbnak bizonyul. Mindazonáltal várhatóan a húszas évekre növekedni fog a kiégett nukleáris fűtőelemek újrafeldolgozása a világon.

Az erőművi reaktor aktív zónájából kinyert kiégett fűtőelemet tartalmazó fűtőelem-kötegeket 5-10 évig az atomerőművek kiégett fűtőelem-medencéjében tárolják, hogy csökkentsék a bennük lévő hőkibocsátást és a rövid élettartamú radionuklidok bomlását. Az atomerőműből származó 1 kg kiégett fűtőelem a reaktorból való kiürítését követő első napon 26 000-180 000 Ci radioaktivitást tartalmaz. Egy év után 1 kg SNF aktivitása 1 ezer Ci-re, 30 év múlva 0,26 ezer Ci-re csökken. A kitermelés után egy évvel a rövid élettartamú radionuklidok bomlása következtében az SNF aktivitása 11-12-szeresére, 30 év után pedig 140-220-szorosára csökken, majd több száz év alatt lassan csökken 9 ( 146).

Ha kezdetben természetes uránt töltöttek a reaktorba, akkor 0,2-0,3% 235U marad a kiégett fűtőelemben. Az ilyen urán újradúsítása gazdaságilag nem kivitelezhető, így az úgynevezett hulladékurán formájában marad. A hulladékuránt később termékeny anyagként lehet felhasználni gyorsneutronos reaktorokban. Ha alacsony dúsítású uránt használnak az atomreaktorok betöltésére, az SNF 1% 235U-t tartalmaz. Az ilyen uránt vissza lehet dúsítani az eredeti nukleáris üzemanyag tartalmára, és vissza lehet vinni a nukleáris üzemanyag-ciklusba. A nukleáris üzemanyag reakcióképessége visszaállítható más hasadó nuklidok hozzáadásával - 239Pu vagy 233U, azaz. másodlagos nukleáris üzemanyag. Ha 239Pu-t adnak a szegényített uránhoz a 235U üzemanyag dúsításának megfelelő mennyiségben, akkor az urán-plutónium üzemanyagciklus megvalósul. A vegyes urán-plutónium üzemanyagot termikus és gyorsneutronos reaktorokban egyaránt használják. Az urán-plutónium üzemanyag az uránforrások lehető legteljesebb kihasználását és a hasadóanyag kiterjesztett reprodukálását biztosítja. A nukleáris üzemanyag-regenerálás technológiája szempontjából kiemelten fontosak a reaktorból kirakott fűtőelem jellemzői: kémiai és radiokémiai összetétel, hasadóanyag-tartalom, aktivitási szint. A nukleáris üzemanyag ezen jellemzőit a reaktor teljesítménye, a tüzelőanyag reaktorban való elégetése, a kampány időtartama, a másodlagos hasadóanyagok szaporodási aránya, a fűtőelem reaktorból való kirakodása utáni tartási ideje, valamint reaktor típusa.

A reaktorokból kirakott kiégett nukleáris üzemanyagot csak bizonyos expozíció után szállítják újrafeldolgozásra. Ennek oka, hogy a hasadási termékek között nagy számban találhatók rövid élettartamú radionuklidok, amelyek a reaktorból kirakott üzemanyag aktivitásának nagy részét meghatározzák. Ezért a frissen kirakott tüzelőanyagot speciális tárolókban tárolják a rövid élettartamú radionuklidok fő mennyiségének lebomlásához elegendő ideig. Ez nagymértékben megkönnyíti a biológiai védelem megszervezését, csökkenti a feldolgozott nukleáris üzemanyag feldolgozása során a vegyszerekre és oldószerekre gyakorolt ​​sugárzási hatást, és csökkenti azon elemek halmazát, amelyekből a fő termékeket meg kell tisztítani. Tehát két-három éves expozíció után a besugárzott üzemanyag aktivitását a hosszú élettartamú hasadási termékek határozzák meg: Zr, Nb, Sr, Ce és más ritkaföldfém elemek, Ru és α-aktív transzurán elemek. Az SNF 96%-a urán-235 és urán-238, 1%-a plutónium, 2-3%-a radioaktív hasadási töredék.

Az SNF tartási ideje könnyűvizes reaktoroknál 3 év, gyorsneutronos reaktoroknál 150 nap (155).

Az 1 tonna VVER-1000 SNF-ben található hasadási termékek összaktivitása három év kiégett fűtőelem-medencében (SP) való tárolás után 790 000 Ci.

Ha a KNÜ-t a helyszíni tárolóban tárolják, annak aktivitása monoton (10 év alatt körülbelül egy nagyságrenddel) csökken. Amikor a tevékenység lecsökken az SNF szállításának biztonságát meghatározó szabványokra vasúti, kiveszik a tároló létesítményekből és vagy tartós tárolásba, vagy tüzelőanyag-feldolgozó üzembe szállítják. A feldolgozó üzemben a fűtőelem-rúd-szerelvényeket a konténerekből be- és kirakodó mechanizmusok segítségével visszarakják a gyári puffertároló medencébe. Itt az összeállításokat addig tárolják, amíg feldolgozásra nem küldik. Az üzemben kiválasztott időszak medencében való tartózkodása után a fűtőelem-kazettákat kirakják a tárolóból, és kitermelés céljából a fűtőelem-előkészítő részlegbe küldik a kiégett fűtőelemrúd-nyitási műveletekhez.

A besugárzott nukleáris fűtőanyag újrafeldolgozása abból a célból történik, hogy hasadó radionuklidokat nyerjenek ki belőle (elsősorban 233U, 235U és 239Pu), az uránt megtisztítsák a neutronelnyelő szennyeződésektől, izolálják a neptuniumot és néhány egyéb transzurán elemet, valamint ipari, tudományos vagy orvosi izotópokat állítsanak elő. célokra. A nukleáris üzemanyag feldolgozása alatt az erőművi, tudományos vagy szállítóreaktorok fűtőelem-rudainak feldolgozását, valamint a tenyészreaktorok takaróinak feldolgozását értjük. A kiégett nukleáris fűtőelemek radiokémiai újrafeldolgozása a nukleáris üzemanyagciklus zárt változatának fő szakasza, a fegyveres minőségű plutónium előállításának kötelező szakasza (35. ábra).

A neutronok által besugárzott hasadóanyag újrafeldolgozása az atomreaktor fűtőanyagában olyan problémák megoldására valósul meg, mint pl.

Urán és plutónium beszerzése új üzemanyag előállításához;

Hasadó anyagok (urán és plutónium) beszerzése nukleáris fegyverek előállításához;

Különféle radioizotópok beszerzése, amelyeket az orvostudományban, az iparban és a tudományban használnak;

Rizs. 35. A kiégett nukleáris fűtőelemek újrafeldolgozásának egyes szakaszai Mayaknál. Minden műveletet manipulátorok és 6 rétegű ólomüveggel (155) védett kamrák segítségével hajtanak végre.

Bevételszerzés más országokból, amelyek vagy érdeklődnek az első és a második iránt, vagy nem akarnak nagy mennyiségű kiégett nukleáris üzemanyagot tárolni;

Megoldás környezetvédelmi kérdések radioaktív hulladékok ártalmatlanításával kapcsolatos.

Oroszországban a VVER-440, BN reaktorok és egyes tengeri hajtóművek tenyészreaktoraiból és fűtőelemeiből származó besugárzott uránt újra feldolgozzák; A VVER-1000, RBMK (bármilyen típusú) teljesítményreaktorok fő típusainak üzemanyagrudait nem dolgozzák fel, és jelenleg speciális tárolókban halmozzák fel.

Jelenleg az SNF mennyisége folyamatosan növekszik, regenerálása a kiégett fűtőelemek feldolgozását szolgáló radiokémiai technológia fő feladata. Az újrafeldolgozás során az uránt és a plutóniumot leválasztják és megtisztítják a radioaktív hasadási termékektől, beleértve a neutronelnyelő nuklidokat (neutronmérgeket), amelyek a hasadó anyagok újrafelhasználása esetén megakadályozhatják a nukleáris láncreakció kialakulását a reaktorban.

A radioaktív hasadási termékek nagyszámú értékes radionuklidot tartalmaznak, amelyek felhasználhatók a kisüzemi atomenergetika területén (radioizotóp hőforrások villamosenergia-termogenerátorokhoz), valamint ionizáló sugárforrások gyártásához. Alkalmazásokat találtak az uránmagok és neutronok mellékreakcióiból származó transzurán elemekre. Az SNF-újrafeldolgozás radiokémiai technológiájának biztosítania kell minden gyakorlati szempontból hasznos vagy tudományos érdeklődésre számot tartó nuklid kinyerését (147 43).

A kiégett fűtőelemek kémiai újrafeldolgozásának folyamata az uránmagok hasadása következtében keletkező nagyszámú radionuklid bioszférától való elkülönítésének problémájának megoldásához kapcsolódik. Ez a probléma az egyik legsúlyosabb és legnehezebben megoldható probléma az atomenergia fejlesztésében.

A radiokémiai gyártás első szakasza magában foglalja a tüzelőanyag-előkészítést, i.e. a szerelvények szerkezeti részeiről való kioldásában és az üzemanyagrudak védőburkolatának megsemmisítésében. A következő szakasz a nukleáris üzemanyagnak abba a fázisba való átviteléhez kapcsolódik, amelyből a kémiai kezelést végzik: oldatba, olvadékba, gázfázisba. Az oldattá alakítás leggyakrabban salétromsavban való feloldással történik. Ebben az esetben az urán hat vegyértékű állapotba kerül, és uranil-iont, UO 2 2+-t, a plutóniumot pedig részben hat- és négyvegyértékű állapotban, PuO 2 2+ és Pu 4+ képez. A gázfázisba való átmenet illékony urán- és plutónium-halogenidek képződésével jár. A nukleáris anyagok átadása után a megfelelő fázist számos művelettel hajtják végre, amelyek közvetlenül kapcsolódnak az értékes komponensek izolálásához és tisztításához, valamint ezek mindegyikének kereskedelmi termék formájában történő kibocsátásához (36. ábra).

36. ábra. Az urán és a plutónium zárt ciklusban történő keringésének általános sémája (156).

Az SNF feldolgozása (újrafeldolgozása) az urán, a felhalmozott plutónium és a fragmentációs elemek frakcióinak kivonásából áll. A reaktorból való eltávolításkor 1 tonna SNF 950-980 kg 235U-t és 238U-t, 5,5-9,6 kg Pu-t, valamint kis mennyiségű α-sugárzót (neptunium, americium, curium stb.) tartalmaz. , melynek aktivitása elérheti a 26 ezer Ci-t 1 kg SNF-enként. Ezeket az elemeket kell elkülöníteni, koncentrálni, tisztítani és a szükséges kémiai formába alakítani egy zárt nukleáris üzemanyagciklus során.

Az SNF feldolgozás technológiai folyamata a következőket tartalmazza:

A tüzelőanyag-kazetták és fűtőelemek mechanikai feldarabolása (vágása) a tüzelőanyag kinyitása érdekében;

Pusztulás;

Ballaszt szennyeződések oldatainak tisztítása;

Az urán, a plutónium és más kereskedelmi nuklidok extrakciós elválasztása és tisztítása;

Plutónium-dioxid, neptúnium-dioxid, uranil-nitrát-hexahidrát és urán-oxid izolálása;

Egyéb radionuklidokat tartalmazó oldatok feldolgozása és izolálása.

Az urán és plutónium szétválasztási technológiája, szétválasztása és tisztítása a hasadási termékektől az urán és a plutónium tributil-foszfáttal történő extrakcióján alapul. Többlépcsős folyamatos elszívókon hajtják végre. Ennek eredményeként az uránt és a plutóniumot milliószor megtisztítják a hasadási termékektől. Az SNF újrafeldolgozása kis mennyiségű szilárd és gáz halmazállapotú, mintegy 0,22 Ci/év aktivitású radioaktív hulladék (maximálisan 0,9 Ci/év) és nagy mennyiségű folyékony radioaktív hulladék képződésével jár.

A TVEL-ek minden szerkezeti anyaga vegyszerálló, oldódásuk komoly problémát jelent. A fűtőelemek a hasadóanyagokon kívül különféle akkumulátorokat és bevonatokat tartalmaznak, amelyek rozsdamentes acélból, cirkóniumból, molibdénből, szilíciumból, grafitból, krómból stb. állnak. A nukleáris üzemanyag feloldásakor ezek az anyagok nem oldódnak fel salétromsavban, és nagy mennyiségű szennyeződést hoznak létre. szuszpenziók és kolloidok a kapott oldatban.

A fűtőelem-rudak felsorolt ​​tulajdonságai miatt új módszereket kellett kidolgozni a burkolatok felnyitására vagy feloldására, valamint a nukleáris fűtőanyag-megoldások tisztítására az extrakciós feldolgozás előtt.

A plutónium-előállító reaktorokból származó üzemanyag elégetése jelentősen eltér az erőművi reaktorok tüzelőanyagának elégésétől. Ezért 1 tonnánként sokkal magasabb radioaktív fragmentációs elemeket és plutóniumot tartalmazó anyagok kerülnek újrafeldolgozásra, ami megnövekedett követelményeket támaszt a keletkező termékek tisztítási folyamataival és a nukleáris biztonság biztosításával szemben az újrafeldolgozási folyamat során. Nehézségek adódnak a nagy mennyiségű folyékony nagy aktivitású hulladék feldolgozásának és ártalmatlanításának szükségessége miatt.

Ezt követően az urán, a plutónium és a neptunium izolálása, elválasztása és tisztítása három extrakciós ciklusban történik. Az első ciklusban az urán és a plutónium együttes tisztítását hajtják végre a hasadási termékek fő tömegéből, majd az urán és a plutónium szétválasztását. A második és harmadik ciklusban az uránt és a plutóniumot további külön tisztításnak és koncentrálásnak vetik alá. A keletkező termékeket - uranil-nitrátot és plutónium-nitrátot - puffertartályokba helyezik, mielőtt átszállítják őket az átalakító üzemekbe. A plutónium-nitrát oldathoz oxálsavat adunk, a keletkező oxalát szuszpenziót leszűrjük, és a csapadékot kalcináljuk.

A porított plutónium-oxidot szitán szitáljuk, és tartályokba helyezzük. Ebben a formában a plutóniumot tárolják, mielőtt az új fűtőelemek gyártására szolgáló üzembe kerül.

A fűtőelem burkolat anyagának leválasztása a fűtőanyag burkolattól az egyik legnehezebb feladat a nukleáris üzemanyag regenerálási folyamatában. A meglévő módszerek két csoportra oszthatók: nyitási eljárások a fűtőelemek burkolatának és maganyagának elválasztásával, illetve olyan nyitási eljárások, amelyek nem választják el a burkolóanyagokat a mag anyagától. Az első csoport a fűtőelem burkolatának eltávolítását és a szerkezeti anyagok eltávolítását biztosítja a nukleáris üzemanyag feloldódásáig. A vízkémiai eljárások abból állnak, hogy a héj anyagait olyan oldószerekben oldják, amelyek nem befolyásolják a maganyagot.

Ezeknek a módszereknek az alkalmazása jellemző az alumíniumból vagy magnéziumból és ötvözeteiből készült fémes uránból készült fűtőelemek feldolgozására. Az alumínium könnyen oldódik nátrium-hidroxidban vagy salétromsavban, a magnézium pedig híg kénsavoldatban melegítés közben. Miután a héj feloldódott, a magot feloldjuk salétromsavban.

A modern erőművi reaktorok fűtőelemeinek héja azonban korrózióálló, nehezen oldódó anyagokból készül: cirkónium, cirkóniumötvözet ónnal (circal) vagy nióbiummal, valamint rozsdamentes acél. Ezen anyagok szelektív feloldása csak erősen agresszív környezetben lehetséges. A cirkóniumot hidrogén-fluoridban, oxálsavval vagy salétromsavval alkotott keverékeiben vagy NH4F-oldatban oldják. Rozsdamentes acél héj - forrásban 4-6 M H 2 SO 4 . A héjeltávolítás kémiai módszerének fő hátránya nagy mennyiségű erősen sós folyékony radioaktív hulladék képződése.

A héjak megsemmisítéséből származó hulladék mennyiségének csökkentése és ezeknek a hulladékoknak azonnali szilárd halmazállapotú, hosszabb távú tárolásra alkalmasabb kinyerése érdekében nem vizes reagensek hatására megemelt hőmérsékleten történő héjroncsolási eljárások ( pirokémiai módszerek) fejlesztése folyik. A cirkónium héját vízmentes hidrogén-kloriddal távolítják el Al 2 O 3 fluidizált ágyban 350-800 °C-on. A cirkónium illékony ZrC 14 -dá alakul, szublimációval elválasztják a maganyagtól, majd hidrolizálják, szilárd cirkónium-dioxidot képezve. . A pirometallurgiai módszerek a héjak közvetlen megolvasztásán vagy más fémek olvadékában való feloldásán alapulnak. Ezek a módszerek kihasználják a köpeny és a maganyag olvadási hőmérsékletének különbségét, vagy más olvadt fémekben vagy sókban való oldhatóságuk különbségét.

A héj eltávolításának mechanikus módszerei több szakaszból állnak. Először a tüzelőanyag-kazetta végrészeit levágják és szétszerelik fűtőelem-kötegekre és külön fűtőelemekre. Ezután a héjakat mechanikusan eltávolítják minden egyes fűtőelemről.

A tüzelőanyag-rudak felnyitása a burkolat anyagának a mag anyagától való elválasztása nélkül is elvégezhető.

A vízkémiai módszerek alkalmazásakor a héjat és a magot ugyanabban az oldószerben oldják fel, hogy közös oldatot kapjanak. Magas értékes komponenst (235U és Pu) tartalmazó tüzelőanyagok feldolgozásakor, vagy ugyanazon üzemben történő feldolgozáskor tanácsos a közös feloldás különböző típusok Méretben és konfigurációban eltérő TVEL-ek. A pirokémiai eljárásoknál a fűtőelemeket gáznemű reagensekkel kezelik, amelyek nemcsak a burkolatot, hanem a magot is tönkreteszik.

A héj egyidejű eltávolításával járó nyitás, valamint a héj és a magok együttes megsemmisítésének módszerei sikeres alternatívájának bizonyult a "vágás-kimosás" módszer. Az eljárás salétromsavban oldhatatlan burkolatokban lévő fűtőelemek feldolgozására alkalmas. Az üzemanyagrúd-szerelvényeket apró darabokra vágják, a felfedezett üzemanyagrúd mag hozzáférhetővé válik a kémiai reagensek számára, és feloldódik salétromsavban. A fel nem oldott héjakat lemossák a bennük maradt oldat maradványairól, és törmelék formájában eltávolítják. Az üzemanyagrudak vágásának vannak bizonyos előnyei. A keletkező hulladék - a kagylók maradványai - szilárd állapotban vannak, azaz. nem képződik folyékony radioaktív hulladék, mint a héj kémiai feloldása esetén; nincs jelentős veszteség az értékes alkatrészekből, mint a héjak mechanikus eltávolítása esetén, mivel a héjak szegmensei nagyfokú teljességgel moshatók; a vágógépek kialakítása leegyszerűsödik a burkolatok mechanikus eltávolítására szolgáló gépek kialakításához képest. A vágási-lúgozásos módszer hátránya a tüzelőanyag-rudak vágására szolgáló berendezés bonyolultsága és a távoli karbantartás szükségessége. Jelenleg vizsgálják annak lehetőségét, hogy a mechanikus vágási módszereket elektrolitikus és lézeres módszerekkel helyettesítsék.

A nagy és közepes égésű erőműves reaktorok kiégett fűtőelem-rudai nagy mennyiségű gáznemű radioaktív terméket halmoznak fel, amelyek komoly biológiai veszélyt jelentenek: tríciumot, jódot és kriptont. A nukleáris fűtőelemek feloldása során főként felszabadulnak és gázáramokkal távoznak, de részben oldatban maradnak, majd a teljes újrafeldolgozási lánc mentén nagyszámú termékben eloszlanak. A trícium különösen veszélyes, tríciumtartalmú HTO-vizet képez, amelyet nehéz elkülöníteni tiszta víz H2O. Ezért az üzemanyag feloldódásra való előkészítésének szakaszában további műveleteket vezetnek be, hogy megszabadítsák az üzemanyagot a radioaktív gázok nagy részétől, kis mennyiségű hulladékban koncentrálva. Az oxid-üzemanyag darabjait oxigénnel oxidatív kezelésnek vetik alá 450-470 ° C hőmérsékleten. Amikor az üzemanyagrács szerkezete az UO 2 -U 3 O 8 átmenete miatt átrendeződik, gáznemű hasadási termékek szabadulnak fel - trícium , jód, nemesgázok. A fűtőanyag fellazulása a gáznemű termékek felszabadulásakor, valamint az urán-dioxid dinitrogén-oxiddá való átalakulása során felgyorsítja az anyagok későbbi oldódását salétromsavban.

A nukleáris üzemanyag oldattá alakításának módszerének megválasztása a fűtőanyag kémiai formájától, a fűtőanyag előzetes előkészítésének módjától és egy bizonyos teljesítmény biztosításának szükségességétől függ. A fémuránt 8-11 M HNO 3-ban, az urán-dioxidot pedig 6-8 M HNO 3-ban oldják fel 80-100 o C hőmérsékleten.

A tüzelőanyag-összetétel feloldódáskor bekövetkező megsemmisülése az összes radioaktív hasadási termék felszabadulásához vezet. Ebben az esetben a gáznemű hasadási termékek belépnek a kipufogógáz-elvezető rendszerbe. A hulladékgázokat megtisztítják, mielőtt a légkörbe kerülnének.

A céltermékek izolálása és tisztítása

Az első extrakciós ciklus után szétválasztott uránt és plutóniumot további tisztításnak vetik alá a hasadási termékektől, a neptuniumtól és egymástól olyan szintre, amely megfelel az NFC specifikációinak, majd áruformává alakítják.

Az urán további tisztításához a legjobb eredményeket különböző módszerek, például extrakció és ioncsere kombinálásával érik el. Ipari méretekben azonban gazdaságosabb és műszakilag egyszerűbb az extrakciós ciklusok megismétlése ugyanazzal az oldószerrel - tributil-foszfáttal.

Az extrakciós ciklusok számát és az urántisztítás mélységét az újrafeldolgozásra szállított nukleáris üzemanyag típusa és elégetése, valamint a neptunium leválasztásának feladata határozza meg. Az urán α-szennyező kibocsátóira vonatkozó előírások teljesítése érdekében a neptuniumtól származó teljes tisztítási tényezőnek ≥500-nak kell lennie. A szorpciós tisztítás után az uránt újra extrahálják egy vizes oldatba, amelynek tisztaságát, urántartalmát és dúsítási fokát 235 U-ban elemzik.

Az uránfinomítás utolsó szakasza az urán-oxidokká történő átalakítását szolgálja - akár uranil-peroxid, uranil-oxalát, ammónium-uranil-karbonát vagy ammónium-uránát formájában történő kicsapással, majd ezek kalcinációjával, akár az uranil-nitrát-hexahidrát közvetlen hőbontásával.

A plutóniumot az urán fő tömegétől való elválasztás után további tisztításnak vetik alá a hasadási termékektől, az urántól és más aktinidáktól a saját hátteréhez γ- és β-aktivitás szempontjából. Végtermékként a növények plutónium-dioxid beszerzésére, majd kémiai feldolgozással kombinálva fűtőelemek előállítására törekednek, amivel elkerülhető a plutónium költséges, különleges óvintézkedéseket igénylő szállítása, különösen plutónium-nitrát oldatok szállítása során. A plutónium tisztításának és koncentrálásának technológiai folyamatának minden szakasza megköveteli a nukleáris biztonsági rendszerek különleges megbízhatóságát, valamint a személyzet védelmét és a plutónium toxicitása és a magas α-szint miatti környezetszennyezés lehetőségének megakadályozását. sugárzás. A berendezések fejlesztése során minden olyan tényezőt figyelembe vesznek, amely a kritikusság előfordulását okozhatja: a hasadóanyag tömege, homogenitása, geometriája, a neutronok visszaverődése, a neutronok mérséklődése és abszorpciója, valamint a hasadóanyag koncentrációja ebben a folyamatban, stb. A plutónium-nitrát vizes oldatának minimális kritikus tömege 510 g (ha van vízvisszaverő). A plutónium ágban végzett műveletek nukleáris biztonságát az eszközök speciális geometriája (átmérőjük és térfogatuk), valamint az oldatban lévő plutónium koncentráció korlátozása biztosítja, amelyet a folyamatos folyamat bizonyos pontjain folyamatosan figyelnek.

A plutónium végső tisztításának és koncentrálásának technológiája az egymást követő extrakciós vagy ioncsere-ciklusokon, valamint a plutónium kicsapásának további finomításán alapul, amelyet a plutónium dioxiddá történő hőátalakítása követ.

A plutónium-dioxid a kondicionáló üzembe kerül, ahol kalcinálják, összezúzzák, átszitálják, adagolják és csomagolják.

A vegyes urán-plutónium üzemanyag gyártásához az urán és a plutónium kémiai együttes kicsapásának módja a célszerű, amely lehetővé teszi az üzemanyag teljes homogenitásának elérését. Egy ilyen eljárás nem igényli az urán és a plutónium szétválasztását a kiégett fűtőelemek újrafeldolgozása során. Ebben az esetben a vegyes oldatokat az urán és a plutónium részleges elválasztásával, visszaszorításos extrakcióval állítják elő. Ily módon 3%-os PuO2 tartalmú könnyűvizes termikus reaktorokhoz, valamint 20%-os PuO2 tartalmú gyorsneutronos reaktorokhoz (U, Pu)O2 nyerhető.

A kiégett fűtőelemek regenerálásának célszerűségéről szóló vita nemcsak tudományos, műszaki és gazdasági, hanem politikai jellegű is, hiszen a regeneráló telepek építésének bevetése potenciális veszélyt jelent a terjedésre. nukleáris fegyverek. A központi probléma a termelés teljes biztonságának biztosítása, i.e. garanciák biztosítása a plutónium ellenőrzött felhasználására és a környezetbiztonságra. Ezért a nukleáris üzemanyag kémiai feldolgozásának technológiai folyamatának nyomon követésére jelenleg hatékony rendszereket hoznak létre, amelyek lehetővé teszik a hasadóanyagok mennyiségének meghatározását a folyamat bármely szakaszában. A nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozása érdekében az úgynevezett alternatív technológiai eljárásokra vonatkozó javaslatokat is felhasználják, mint például a CIVEX-eljárás, amelyben a plutónium a folyamat egyetlen szakaszában sem válik el teljesen az urántól és a hasadási termékektől, ami nagymértékben bonyolítja. robbanószerkezetekben való felhasználásának lehetősége.

Civex - nukleáris üzemanyag reprodukálása a plutónium szétválasztása nélkül.

Az SNF-újrafeldolgozás környezetbarátabbá tétele érdekében nemvizes technológiai folyamatokat fejlesztenek ki, amelyek az újrafeldolgozott rendszer komponenseinek illékonyságában mutatkozó különbségeken alapulnak. A nem vizes eljárások előnyei a tömörségük, az erős hígítások hiánya és a nagy mennyiségű folyékony radioaktív hulladék képződése, valamint a sugárzás bomlási folyamatainak kisebb befolyása. A keletkező hulladék szilárd fázisban van, és sokkal kisebb térfogatot foglal el.

Jelenleg az atomerőmű felépítésének egy olyan változatát dolgozzák ki, amelyben nem ugyanazokat a blokkokat építik az erőműben (például három azonos típusú blokkot termikus neutronokon), hanem különböző típusokat (pl. két termikus és egy gyorsreaktor). Először a 235U-ban dúsított tüzelőanyagot egy termikus reaktorban elégetik (plutónium képződésével), majd az OTN üzemanyagot egy gyorsreaktorba juttatják, amelyben a keletkező plutónium miatt 238U-t dolgoznak fel. A felhasználási ciklus lejárta után az SNF a radiokémiai üzembe kerül, amely közvetlenül az atomerőmű területén található. Az üzem nem foglalkozik az üzemanyag teljes újrafeldolgozásával - az urán és a plutónium elválasztására korlátozódik a kiégett nukleáris fűtőanyagtól (ezek az elemek hexafluorid-fluoridjainak desztillálásával). A leválasztott uránt és plutóniumot új vegyes tüzelőanyag előállítására használják fel, a maradék SNF pedig vagy a hasznos radionuklidokat leválasztó üzembe kerül, vagy ártalmatlanításra kerül.

Az atomenergia fejlődése annyi katasztrófával és emberáldozattal járt, hogy még mindig nem tudjuk felmérni a nukleáris ipar fejlődési kilátásait, a mérleg egyik oldalára helyezve nyilvánvaló gazdasági hasznát, a másikra pedig nem kevésbé nyilvánvaló veszélyét. Bár a szakértők, akik meg vannak győződve arról, hogy az atomenergiának nincs alternatívája, mindent megtesznek azért, hogy ezt a veszélyt minimalizálják. Ma 440 blokk üzemel az atomerőművekben a világon, és a legtöbb ország nem fogja megnyirbálni nukleáris programját. Nem szabad azonban megfeledkezni arról, hogy az emberiség számára oly szükséges villamos energia mellett az atomerőművek is termelnek radioaktív nukleáris hulladékot. Ezek feldolgozása és elhelyezése az egyik fő probléma, amely nemcsak az atomipar képviselőit, hanem a környezetvédőket is érinti. politikusok, és általában és mindannyian. És annak érdekében, hogy legalább részben megértsük ezt a problémát, két mérvadó, de meglehetősen sarkos véleményhez fordultunk. Az első a Kurcsatov Intézet Orosz Tudományos Központ elnökéhez, Jevgenyij Pavlovics Velikhov akadémikushoz, a második pedig az Orosz Tudományos Akadémia levelező tagjához, a Nemzetközi Földrajzi Unió alelnökéhez tartozik.
Nyikita Fedorovics Glazovszkij és a földrajz doktora, az Orosz Tudományos Akadémia Földrajzi Intézetének vezető kutatója Nyikolaj Nyikolajevics Kljuev.

Mi az a kiégett nukleáris üzemanyag?

Röviden, ez egy atomreaktorban működő urán, amely radioaktív hasadási termékeket tartalmaz. Ezért besugárzott vagy kiégett nukleáris üzemanyagnak is nevezik. Az általánosan elfogadott értelemben tüzelőanyag az, ami ég, vagyis tűzifa, szén, olaj, gáz. Az égés egy anyag oxidálószerrel (a megadott példákban szénhidrogén-vegyületek oxigénnel) való kombinációjának kémiai reakciója, amely intenzív hőleadással megy végbe. Égést használnak a technológiában a kemencékben, kemencékben és a motor égésterében történő hő előállítására. A modern civilizáció alapvetően erre a „tűz” energiára épül. A nukleáris üzemanyag egészen másként „ég”. Az urán nem kémiai, hanem fizikai reakcióhasadás eredményeként bocsát ki hőt, amelynek lefolyásához sem oxigénre, sem egyéb oxidálószerre nincs szükség. Az urán-235 nehéz magjának minden egyes hasadási aktusával, amelyet egy lassú neutron abszorpciója kezdeményez, 2, néha 3 könnyebb atommagok és több gyors neutron képződik. Mivel pozitív töltésűek, ezek az atommagok nagy sebességgel szóródnak be különböző oldalakés a környező atomokkal ütközve mozgási energiájukat adják át nekik, vagyis felmelegítik az anyagot. A kiégett nukleáris fűtőelemnek (SNF) két típusa van. Az első az uránizotópok természetes keveréke, amelyet hosszú ideig sugároztak be egy ipari reaktorban, hogy felhalmozzák a fegyveres minőségű plutóniumot. A második a dúsított uránból készült fűtőelem-rudakat (fűtőelemeket) tartalmazó erőreaktorok fűtőelemei, amelyek elégetése a hasadási termékek felhalmozódása miatt elérte a technológiai határt.

Az SNF mindig három összetevőt tartalmaz:
. El nem égett urán
. Az urán hasadási termékei
. Transurán elemek

A kiégett vagy besugárzott nukleáris üzemanyagot általában uránnak nevezik, amely atomreaktorban volt, és hasadási reakción ment keresztül. Valójában a kiégett nukleáris fűtőelemek különféle hasadási termékeket, valamint jelentős mennyiségű el nem égett uránt tartalmaznak. Az SNF kezelésének egyik fő problémája, hogy különböző anyagok keveréke, amelyek egy része még hasznos lehet, néhány pedig már nem alkalmas a felhasználásra. Itt meglehetősen tág vitaterület adódik – tekinthető-e az SNF radioaktív hulladéknak (RW) vagy sem?

Miben különbözik az SNF a "friss" nukleáris üzemanyagtól?

A "friss" a reaktorba való betöltés előtti nukleáris fűtőanyagra utal, ugyanazt a fűtőanyagot elhasznált, de besugárzás után. A fő különbség az SNF és a "friss" üzemanyag között a felhalmozódott hasadási termékek miatti óriási radioaktivitás. A nagyon alacsony radioaktivitás a "friss" nukleáris üzemanyagra jellemző. Olyan gyenge, hogy az öntött természetes uránból készült blokkok gyártása során nincs szükség a személyzet sugárzás elleni védelmére. Itt, a Kurcsatov Intézetben azok a városnézők, akik meglátogatják Európa és Ázsia első F-1 kísérleti reaktorát (amely egyébként 1946 óta működik sikeresen), még egy ilyen blokkot is tarthatnak a kezükben anélkül, hogy félnének bármilyen sugárterhelés. Igaz, figyelmeztetnek: "Vigyázat!" De e figyelmeztetés mögött a "sugárzás!" "Ne ejtse le!" Körülbelül 18 g/cm 3 sűrűségű, a tenyerében kényelmesen elhelyezkedő kis tömb váratlanul masszív (35 mm átmérőjű és 100 mm magasságú tömege 1,7 kg). Ezzel szemben az SNF a nukleáris üzemanyagciklus egyik leginkább sugárveszélyes tárgya. Az atomreaktorból kirakott SNF közelében egy személy rövid távú tartózkodása is elkerülhetetlenül nagyon magas sugárdózissal jár. Ezért az SNF-el végzett műveleteket csak távolról, a behatoló ionizáló sugárzás elleni erőteljes árnyékoló védelem alkalmazásával hajtják végre.

Sok különbség van a "friss" és a kiégett nukleáris üzemanyag között. De a tárgyalt témával összefüggésben a fő dolognak az tűnik, hogy a reaktorban még nem lévő fűtőanyagnak természetesen van radioaktivitása, de szintje viszonylag alacsony. Veszélye a környezetre és az emberi egészségre összehasonlíthatatlanul kicsi a kiégett nukleáris fűtőanyaghoz képest, amelynek radioaktivitása óriási és rendkívül súlyos természeti károkat okozhat, emellett közvetlen veszélyt jelent az emberi egészségre és életre is.

Itt kell hangsúlyozni, hogy az SNF kezelése során egy nagyon veszélyes anyaggal van dolgunk, és minden vészhelyzet vagy technológiai megsértés a feldolgozás során elkerülhetetlenül a legsúlyosabb következményekkel jár. Ezért az SNF külföldről történő behozatalának célszerűségéről való döntéskor és a vállalkozásból származó anyagi hasznok felmérésekor helyes lenne figyelembe venni többek között az esetleges vészhelyzet esetén felmerülő gazdasági veszteségeket.

A tárgyalt problémának van egy nagyon váratlan aspektusa, amelyre kevés figyelmet fordítanak. Ez a természetben egyáltalán nem létező új izotópok megjelenése. A "friss" uránt, amely nem volt a reaktorban, a földkéreg tartalmazza. A bioszféra reakcióját mennyiségének növekedésére vagy csökkentésére általában tanulmányozták. De végül is a reaktorban végbemenő magfúzió során transzurán elemek és közönséges anyagok mesterséges izotópjai keletkeznek - véleményem szerint ez az egyik leginkább nagy problémák az atomenergiát, és nem csak azt. A modern emberiség előtt a bioszféra olyan elemekkel és kémiai vegyületekkel való szennyezésének kérdése, amelyek soha nem voltak benne, teljes növekedésben merül fel. Hadd magyarázzam el az ötletemet: korábban sót szórtak a városok utcáin a jég elleni küzdelem érdekében. Emiatt a növényzet elpusztult, de a bioszféra egészének különösebb szennyeződése nem történt, mert a nátrium és a klór is (amelyek konyhasót alkotnak) a földkéreg egyik leggyakoribb eleme. Ezeknek az anyagoknak az újraelosztása általában nem tragikus, bár nagyon negatív következményekkel járhat erre a közkertre nézve. Teljesen más a helyzet, amikor teljesen új kémiai elemek és anyagok kezdenek felhalmozódni, amelyek rendkívül kis mennyiségben találhatók meg a természetben. Hogy ebben az esetben mi fog történni, azt egyszerűen senki nem tudja, mert még mindig nincs megfelelő tapasztalatunk. Számomra úgy tűnik, hogy az új izotópok és kémiai vegyületek problémája talán még súlyosabb, mint a radioaktív szennyeződés problémája, amelyről ismereteink az utóbbi időben jelentősen bővültek. Ugyanakkor egy adott anyag legalább kétlépcsős tesztelése nagyon költséges, ezért az újonnan megjelenő vegyületek jelentős részét környezetvédelmi szempontból egyáltalán nem értékelik.

Miben különbözik az SNF a radioaktív hulladéktól (RW)?

Mindenekelőtt az a tény, hogy az SNF egy értékes termék, amely 2 hasznos komponenst - el nem égett uránt és transzurán elemeket - tartalmaz. Ezenkívül a hasadási termékek radionuklidokat (radioaktív izotópokat) tartalmaznak, amelyek sikeresen felhasználhatók az iparban, az orvostudományban és a tudományos kutatásban is. Miután legalább két hasznos komponenst, az el nem égett uránt és a transzurán elemeket, köztük a plutóniumot leválasztják a kiégett nukleáris üzemanyagról, amely hasznos és szükségtelen termékek elválasztatlan keveréke, a maradék egy speciális radioaktív hulladékká - nagy fajlagos aktivitású hulladékká - alakul.

A "kiégett nukleáris fűtőelem" fogalmát a nukleáris szakértők azt javasolják, hogy ne keverjék össze a "radioaktív hulladék" fogalmával. Elvileg az oka az ilyen
van elválasztás A SNF különféle elemeket tartalmaz, amelyek újra felhasználhatók, beleértve az energiatermelést is. A hulladék viszont nem használható fel. És mégis azt kell mondani, hogy e fogalmak között nagyon vékony a határvonal. Van egy olyan kifejezés, hogy a hulladék ugyanaz a természeti erőforrás, csak rossz helyen, rossz időben és rossz mennyiségben. Maga a „hulladék” fogalma nagyon relatív, és sok feltételtől függ. Tehát akárhány hasznos összetevőt tartalmaz a hulladék, ha túl magasak a kitermelési költségek, akkor a hulladék hulladék marad.

Ezenkívül el kell mondanunk, hogy egyes reaktorok valójában hulladékok előállítására szolgálnak, például fegyveres minőségű plutóniumot állítanak elő. Az ilyen reaktorokban azok az izotópok képződnek, amelyeket azután nukleáris fegyverekben és nukleáris fegyverekben használhatnak fel ez az eset az energiatermelés mellékfolyamat, a fő pedig a hulladéktermelés (ha leállítják az atomfegyverek gyártását). Ha folytatódik az atomfegyverek gyártása vagy a plutóniumot atomerőművek üzemanyagaként használják fel, akkor az ilyen reaktorok termékei automatikusan megszűnnek hulladéknak lenni.

Mikor merült fel az SNF kezelés problémája?

Ez a probléma az 1940-es évek végén, a hazai nukleáris fegyverek létrehozása során merült fel teljes mértékben. Sikeresen megoldódott hazánk első nagy kapacitású radiokémiai üzemének (RCP) tervezése és megépítése az Urálban, Cseljabinszk-40 városában, a 10. számú bázison, ma Majak üzemként ismert. . Az üzem eredeti feladata fegyveres minőségű plutónium beszerzése volt, de a különböző elemeket egymástól elválasztó kémiai reakciók teljes láncolata természetesen alkalmas az SNF-ek feldolgozására. atomerőművek. Más hazai RCP-k hasonló séma szerint működnek a szibériai, valamint a Tomszk-7 (SGChE) és a Krasznojarszk-26 (GCC) városok bányászati ​​és vegyi üzemeiben. Ugyanezt a problémát oldották meg az RCP-k az USA-ban, Nagy-Britanniában, Franciaországban és Kínában.

Nagy valószínűséggel feltételezhető, hogy hasonló kis teljesítményű radiokémiai erőműveket India és Pakisztán is használt plutónium nemzeti nukleáris töltetekhez való beszerzésére. Jelenleg a BNFL cég (Sellafield) angol RHZ-je, amely a belső Ír-tenger partján található, és a Cogema cég franciája a Cape Ag-n, a La Manche-csatornában, nagy termelékenységgel jellemezhető.

Az atomfegyver-programok visszaszorításával és az atomerőművek számának növekedésével a radiokémiai üzemek egyre inkább az erőművi reaktorokból származó kiégett fűtőelemek feldolgozására irányultak. Konkrétan az első Cseljabinszk-40-es RCW-nket e célból frissítették, és azóta RT-1 névre keresztelték. Összeomlásra építve szovjet Únió a második "RT-2" növény lepényes.

Az Egyesült Államok a 107 amerikai atomerőműből kirakott és kirakott nukleáris üzemanyag késleltetett (50-70 éves) ártalmatlanítási stratégiáját választotta, és megkezdi a stratégiai állami tartaléknak tekintett kiégett fűtőelemek mély szövetségi tárolójának építését. .

Nem sokkal az atomfegyverek létrehozása után nehézségek adódtak a radioaktív anyagok kiégett nukleáris fűtőelemeinek és radioaktív hulladékainak ártalmatlanításával kapcsolatban. A tárgyalt probléma tehát közel hat évtizedes. Az a sztereotípia gyökeret vert a köztudatban, hogy az atomenergia valami szörnyű, és természetesen
káros.

Ezzel kapcsolatban a következő gondolat merül fel: általánosságban elmondható, hogy a legtöbb technológiai folyamatot úgy fejlesztették ki, hogy nem vették figyelembe, hogy azok milyen hatással lesznek a természeti környezetre. De éppen az atomenergia létrehozása idején, amikor tudatosult a nukleáris ipari létesítmények által jelentett veszély, igyekeztek nagy figyelmet fordítani a biztonsági kérdésekre. A másik dolog az, hogy a biztonsági szempontokat gyakran (főleg az atomenergia korai éveiben) feláldozták a gazdasági és politikai célszerűség érdekében. Ráadásul a legfontosabb, másodlagosnak tűnő kérdések kezdetben nem voltak átgondolva.

Hogyan ártalmatlanítsuk a radioaktív hulladékot, mit kezdjünk a kiégett nukleáris fűtőanyaggal, le lehet-e bontani az elavult atomerőműveket, hogyan lehet lezárni a nukleáris üzemanyag-ciklust?

Mindezeket a „kényelmetlen” kérdéseket inkább nem vették észre, és döntésüket későbbre halasztották. Az SNF-gazdálkodás problémája sok tekintetben éppen azért olyan akut, mert évtizedek óta felhalmozódik. És nagyjából a mai napig fennmaradt az a hagyomány, hogy döntéseket hozzunk anélkül, hogy a holnapra gondolnánk.

Miért nem építenek más országok SNF-újrafeldolgozó üzemeket?

Az atomerőművekből származó kiégett nukleáris fűtőelemek újrafeldolgozása minden atomenergiát fejlesztő állam nyilvánvaló jövője. A nukleáris üzemanyagciklus (NFC) ilyen „lezárása” több okból is gazdaságilag megvalósítható. Először is jelentősen (1/6 részével) csökken a természetes urán iránti kereslet, mind a reaktorban nem égett 235. uránizotóp visszatérése, mind pedig az új nukleáris üzemanyag képződése miatt. - plutónium. Hőenergia-forrásként egyébként 1 gramm plutónium körülbelül 1 tonna olajnak felel meg. A feldolgozott SNF felhasználható tüzelőanyag-rudak előállítására, beleértve az urán- és plutónium-oxidok keverékén alapuló rudakat is (úgynevezett MOX-üzemanyag). A nukleáris üzemanyagciklus lezárása a gazdasági előnyök mellett csökkenti a nukleáris proliferáció kockázatát a keletkező plutónium „elégése” miatt, amelyet rendkívül szigorú ellenőrzés mellett, nyitott ciklusban kell tárolni. Bár a világ mintegy 240 000 tonna SNF-t halmozott fel, csak 85 000 tonnát dolgoztak fel újra. Az atomenergiát fejlesztő 30 állam közül csak az Egyesült Királyság, Franciaország és Oroszország épített és üzemeltet RCP-ket az atomerőművekből származó kiégett fűtőelemek újrafeldolgozására. Ennek gazdasági okai is vannak, hiszen az RCC építése gazdaságilag csak 1500 tonna KNÜ éves kapacitással valósítható meg, amihez mintegy 50 nagy atomerőmű üzemeltetése szükséges. Ezért Japánban, amelynek már 54 atomerőműve van, amelyek az összes villamos energia 1/3-át termelik, szintén megkezdte az RCP építését, és 23 év múlva tervezi üzembe helyezni. A kiégett fűtőelemek feldolgozásának szükségessége ugyanakkor számos atomerőmű tulajdonosát arra késztette, hogy olyan vállalkozókat keressenek, akik készek vállalni ezt a munkát. A kialakuló rést a már említett angol és francia radiokémiai üzemek töltötték be. Hosszú távú szerződések alapján több évtizede dolgozzák fel Belgiumban, Németországban, Svájcban, Japánban és más országok atomerőműveiből származó kiégett nukleáris fűtőelemeket. Sine qua non ezek a szerződések mindhárom korábban felsorolt ​​SNF-komponens (beleértve a nagy fajlagos aktivitású hulladékot is) visszaküldését az üzemanyag szállítójának országába. Egyébként megjegyezzük, hogy a korábban megkötött nemzetközi egyezményeknek megfelelően Oroszország olyan kiégett nukleáris fűtőelemeket is újra feldolgozott, amelyek szovjet tervek szerint Bulgáriában, Magyarországon, az NDK-ban, Finnországban, Csehszlovákiában épített, „friss” atommal megrakott atomerőművekből származtak. a Szovjetunióból és Oroszországból szállított üzemanyag. Jelenleg ilyen műveleteket végeznek örményországi, bulgáriai és ukrajnai atomerőművekből származó SNF esetében. A nukleáris konfrontáció küszöbének csökkentése együtt jár az újrafeldolgozó vállalkozások leterheltségének csökkentésével itthon és külföldön egyaránt. Az RCW felszabaduló kapacitásait célszerű felhasználni az SNF feldolgozására től. külföldi országok. Az Orosz Föderáció Atomenergia-minisztériumának immár jogilag rögzített kezdeményezése kísérletet tesz arra, hogy versenyezzen ezen a rendkívül jövedelmező piacon.

A tény az, hogy egy radiokémiai vállalkozás tervezése, építése és üzemeltetése gazdaságilag csak a fejlett, önálló atomenergia-iparral rendelkező államok számára indokolt. Ezenkívül annak az országnak, amely úgy dönt, hogy radiokémiai üzemet épít, megfelelő technológiával és magasan képzett személyzettel kell rendelkeznie. Oroszországnak mindene megvan.

Ezért lehetett „átnyomni” a külföldi kiégett nukleáris fűtőelemek behozataláról szóló törvényt. Nem szabad azonban megfeledkezni arról, hogy a radioaktivitás oroszlánrésze, amelynek forrása a teljes nukleáris ipar, a radiokémiai üzemekre esik. És miután úgy döntöttünk, hogy újra feldolgozzuk valaki más SNF-jét, meg kell értenünk, hogy a radioaktivitás jelentős részét magunknak tartjuk. Eddig Oroszország mellett Franciaországban és Nagy-Britanniában működnek radiokémiai üzemek. Az Egyesült Államok ragaszkodik az úgynevezett késleltetett döntéshez, mely szerint a kiégett nukleáris fűtőelemeket speciális tárolókban konzerválja, hogy a jövőben feldolgozza, vagy véglegesen lerakja. Japánban működik egy kísérleti SNF-újrafeldolgozó üzem, de kapacitása kicsi, és ez az ország elsősorban európai cégek szolgáltatásait veszi igénybe.

Hogyan történik az SNF szállítása?

A kiégett nukleáris fűtőelemek szállításának problémája, amely a plutónium mint nukleáris robbanóanyag leválasztása óta fennálló RCP építése óta fennáll, az első atomerőművek megépítése után élesebbé vált. Végül is az ipari reaktorok és az RCP ugyanazon a helyen vagy egymáshoz közel helyezkednek el (például a Cseljabinszk-40-ben mindössze 2 km választja el őket egymástól), míg az atomerőműveket olyan régiókban építették, ahol égetően szükségük van villamos energiára. és sok ezer kilométerre az RCP-től. Az atomerőmű telephelyeiről történő KNÜ szállítása során 3 feladatot kellett megoldani: a személyzet és a lakosság sugárbiztonságának biztosítása (beleértve a vészhelyzeteket is), a KNÜ szállítás közbeni túlmelegedésének kizárása, valamint a behatolók üzemanyaglopási kísérletei ellen. . Ez a sugárzást elnyelő anyagokból, például öntöttvasból, acélból és betonból készült, a sugárzás intenzitását elfogadható határokra csökkentő masszív védőkonténerek és a speciális konténervonatok kifejlesztésének eredményeként valósult meg. Évente 30 sugárveszélyes rakományt szállító szállítmány halad át Oroszország útjain, és eddig egyetlen balesetet sem regisztráltak. Az Egyesült Államokban nagy teherbírású pótkocsikat használnak túlnyomórészt SNF-konténerek szállítására. Svédországban, ahol a legtöbb atomerőmű a szárazföldön található Balti-tenger, erre a célra speciális hajókat fejlesztettek és építettek. A kiégett nukleáris fűtőelemek japán atomerőművekből Nagy-Britanniában és Franciaországban lévő feldolgozó üzemekbe szállítása szintén tengeri úton történik. A kiégett nukleáris fűtőelemek és más nagy aktivitású ionizáló sugárforrások (különösen a rosszindulatú betegségek sugárterápiájában használt források) szállítása során 50 éve egyetlen sugárkövetkezménnyel járó baleset sem történt, bár több mint 1 millió már végeztek ilyen szállításokat a világon.

Mind hazánkban, mind külföldön az SNF fő szállítása speciális vasúti kocsikban, valamint erre a célra kialakított tengeri hajókon történik. Mind a vasúti, mind a szállítás Az SNF-et biztonsági ellenőrzés mellett kell végezni, és maguk a konténerek is ellenállnak a nagy külső terheléseknek. Az atomtudósok azt állítják, hogy a kiégett nukleáris üzemanyag ilyen körülmények között történő szállítása teljesen biztonságos, és soha nem történt semmilyen incidens. Ez a terület azonban teljesen titkos, és nem mondhatjuk, hogy az teljes körű tájékoztatást ebben az ügyben. Ráadásul a fényben közelmúlt eseményei A világban a terrorveszély szempontjából az SNF szállítása természetesen nagyon nem biztonságos vállalkozássá válik.

A fentiekhez hozzá kell tenni, hogy a radioaktív hulladékok szállítása során mindenesetre történtek balesetek, amelyekhez vélhetően fokozott biztonsági intézkedések is társultak. És még valami: a titoktartás ellenére a vonatok és hajók útvonalai időről időre nyilvánosságra kerülnek, aminek a „zöldek” tiltakozását figyelve lehetünk tanúi. Tehát az SNF-szállítás problémája biztosan létezik, bár az ellenkezőjéről próbálnak meggyőzni bennünket.

Hogyan fenyegeti az SNF feldolgozás az ökológiai helyzetet?

A hazai RCP működését a működésének kezdeti éveiben nemcsak a személyzet, hanem a környezet túlzott sugárterhelése is kísérte. Ennek az egyedülálló ipari vállalkozásnak a projektjének létrehozásakor nem lehetett tapasztalatra támaszkodni. És bár az üzemben radioaktív hulladékok tárolására szolgáló létesítményeket biztosítottak és építettek, számos rendkívüli helyzet, különösen a működés első időszakában, gyorsan túlcsorduláshoz vezetett. Már 1949-ben le kellett venni a napirendről az RCP tervezésére vonatkozó feladatmeghatározásban a vízi hálózatba, különösen a Techa folyóba történő kibocsátások tisztításának feladatát, egy ilyen rendszer létrehozása jelentősen késleltetett. az első szovjet atombomba plutónium beszerzésén dolgozik. A Minatom egyik veteránja, A.K. Kruglov „Hogyan jött létre a Szovjetunió nukleáris ipara” című könyvében azt írja, hogy „1949 végére választani kellett: vagy folytatja a plutónium előállítását, vagy leállítja az erőművet a radioaktív víz kibocsátásának leállításával. a Techa folyó. A döntés megszületett. A plutóniumtermelés folytatódott. Egy különleges bizottság jóváhagyta az erőműnek a Szovjetunió Egészségügyi Minisztériuma által támogatott javaslatát, hogy az endorheikus Karacsáj-tavat radioaktív oldatok lerakására használják fel. A folyó és a part menti terület szennyezése miatt a cseljabinszki és a kurgán régióban a folyó árterületén élő 124 ezer ember volt kitéve sugárzásnak. Nagy dózisú sugárzást (akár 170 remig) 28 ezren kaptak. 935 krónikus sugárbetegséget regisztráltak. 21 településről mintegy 8 ezer embert kellett letelepítenem.”

Persze ma már messze van a helyzet a verseny korszakára jellemzőtől nukleáris fegyverek. Nem volt hiábavaló a több évtizedes munka a keletkező hulladék mennyiségének és aktivitásának csökkentésére, a folyékony és gáznemű radioaktív anyagok tisztítására szolgáló módszerek és eszközök kidolgozása és fejlesztése, valamint a kirakodott KNÜ tárolási idejének optimalizálása. Jelenleg az RCP-ből származó radionuklidok kibocsátása és kibocsátása nem haladja meg az Oroszországi Atomenergia-minisztériumtól független ellenőrző és felügyeleti szervek által megállapított megengedett értékeket, az automatizált radiometriai és spektrometriai vezérlőrendszerek lehetővé teszik az elfogadhatatlan kibocsátások gyors leállítását. kiegészítésképpen kialakított tárolóhelyekbe küldeni, vagy az üzem termelékenységének csökkentése érdekében. A Krasznojarszki Bányászati ​​és Vegyipari Kombinát „nedves” SNF-tárolójának üzemeltetési tapasztalatai azt mutatják, hogy a kibocsátásban csak Cs-137 található, amelynek koncentrációja 250-szer alacsonyabb, mint az orosz egészségügyi minisztérium által 2008-ban megállapított megengedett koncentráció. nemzetközi ajánlásoknak megfelelően. Érdemes megemlíteni, hogy az Egyesült Királyságban és Franciaországban az RCP folyékony hulladékait továbbra is a tengerbe dobják, ami nem csak az Ír-tenger és a La Manche csatorna közelében, hanem több ezer kilométerre is megnövekedett mesterséges radionuklidok koncentrációjához vezet. Különösen az angol RCW-ből származó kibocsátások jelentik az olyan hosszú élettartamú radionuklidok fő forrását, mint az Sr-90 és a Cs-137 28 és 30 éves felezési idővel az északi, norvég, barentsi, karai és még Fehér-tenger. A Londoni Egyezményben részes országok döntése értelmében a tervek szerint 2018-ig leállítják az ilyen jellegű kibocsátásokat a tengerbe. Hazánkban 1993-ban leállították a (főleg az atomtengeralattjárók üzemeltetéséből származó) folyékony radioaktív hulladékok kibocsátását.

Az SNF újrafeldolgozásának radioökológiai problémái modern technológiákés a felhalmozott tapasztalat alapvetően megoldott. Természetesen a fentiek nem vonatkoznak a radioaktívan szennyezett területek rehabilitációjának nehéz feladatára, különösen a Majak erőmű közelében, különös tekintettel a Karacsáj-tóra és a csernobili atomerőmű 1986-os balesete által érintett tározók és területek Techa-kaszkádjára. Ez sok év munkáját és több milliárd dolláros költséget igényel. Mértékük értékeléséhez érdemes kiemelni, hogy az Egyesült Államokban évente 2 milliárd dollárt szánnak hasonló munkákra. A közelmúltban elfogadott „Különleges Környezetvédelmi Programokról” szóló törvény értelmében pontosan a korábban nemzetgazdasági felhasználásból kivont hatalmas régiók rehabilitációja és a normális életbe való visszatérés céljából kapja meg a Minatom a pénzeszközöket a megy a külföldi atomerőművekből származó kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozása. A hazánkban és külföldön felhalmozott tapasztalatok alapján készült becslések szerint 20 ezer tonna SNF feldolgozása és tárolása az RCP személyzetének és a legközelebbi régió lakosságának sugárdózisának mindössze 1%-os növekedését eredményezi. attól kapott természetes források sugárzás (ez a kiegészítés 10-szer kevesebb, mint az egészségügyi intézményekben évente kapott sugárzás). Az SNF újrafeldolgozása ma már nem okoz túlzott sugárterhelést a nukleáris vegyipari vállalatok személyzetére és az ország lakosságára.

Az ilyen komoly és veszélyes iparágakat a tervezési szakaszban értékelni kell. Korábban az Ökológiai Szakértő Intézet volt a leghatékonyabb és legvalóságosabb. Mára sajnos az állami szakértelem pozíciói nagyrészt elvesztek, és a környezetvédelmi értelemben rossz minőségű projektek jelentős része mégis megvalósul. Ezért nem biztos, hogy a teljes SNF újrafeldolgozási ciklus szigorú környezetvédelmi ellenőrzés alatt áll. Ha a közelmúltban elfogadott törvényről beszélünk, amely lehetővé teszi a kiégett nukleáris fűtőelemek külföldről történő importját és feldolgozását az RCZ-nkban, akkor úgy gondolom, hogy a sietség és az a légkör, amelyben ez a döntés született, nem növeli a környezeti integritásba vetett bizalmat.

Ennek a törvénynek a tárgyalásakor sok szó esett arról, hogy hazánk a végrehajtás során ez a projekt jelentős forráshoz jut, aminek köszönhetően számos környezetvédelmi probléma megoldására nyílik lehetőség. Ám eddig sem SNF, sem pénz nem érkezett külföldről, úgymond hogyan valósul meg elfogadott törvényt a gyakorlatban nem lehet. A most újrafeldolgozás alatt álló fűtőanyag ugyanaz az urán, amelyet külföldön épített atomerőműveknek szállítottunk, és amelyet feldolgozás után kötelesek visszavenni. Ezért ma nincs "nukleáris" pénzünk, és ezért nem kell beszélni a környezeti problémák megoldásáról ezekből a forrásokból. Bár nem lehet figyelmen kívül hagyni azt a tényt, hogy Oroszországnak nincs sok versenyképes "magas" világszínvonalú technológiája. Az SNF feldolgozási technológia az egyik ilyen. A nukleáris üzemanyagciklussal foglalkozó iparágak, ezen belül a radiokémiai ágazatok fejlődése az egész társadalom technológiai kultúráját gazdagítja, mert új anyagokat, magasan képzett szakembereket, stb. Oroszország atomhatalom (itt nincs jó vagy rossz becslés, ez tény), több mint 4 milliárd Ku (Curie) összaktivitású radioaktív anyagokat halmoztunk fel. Ezeknek az anyagoknak a viselkedését több ezer évig ellenőrizni kell, ha nem tanuljuk meg feldolgozni és megsemmisíteni őket. Oroszország már csak emiatt is szorosan kötődik az atomenergiához. Ezért az ország atomenergia-potenciálját fenn kell tartani (bár nem feltétlenül a kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozásával).

Milyen kilátások vannak az SNF újrafeldolgozására?

Természetesen a nukleáris fegyverkezési verseny időszakában a kiégett nukleáris fűtőelemeket politikai, sőt geopolitikai okokból újra feldolgozták az RCP nélkül, hazánk a hidegháborúban nem tudott volna stratégiai paritást biztosítani az Egyesült Államokkal. A kitűzött feladat, az első szovjet atombomba kivételesen rövid időn belüli legyártása és kipróbálása teljesítése kényszerű döntésekkel járt. Ezek egyike a hazai RCP személyzetének rendkívül magas sugárdózisa. Az 1990-es években publikált adatok szerint (korábban titkosak voltak) az akkor megengedett évi 30 rem határ mellett az egyéni dózisok 19481958-ban a következők voltak: a dozimetrikusoknál kb. 150 rem, a technológiai üzletek főszemélyzeténél 170-től. 270 rem. Ez utóbbi érték több mint 100-szorosa a szakemberek számára jelenleg megengedett sugárterhelésnek! Az ilyen magas szintű expozíció csak hatással lehet az emberek egészségére. Sugárbetegséget 3444 RCP alkalmazottnál diagnosztizáltak. Szerencsére ezek a komor lapok már messze elmaradtak mögöttünk. A technológia fejlődésével, az automatizált vezérlő- és védelmi eszközök, a dozimetriai rendszerek és a sugárbiztonság fejlesztésével az SNF-újrafeldolgozás során a munkakörülmények megközelítették az egészségügyi aggályokat nem okozó munkakörülményeket.

A kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozásának javítására irányuló további munka folytatódik. Speciális figyelem ezen a területen módszereket adnak a hulladék összaktivitásának csökkentésére. Itt ígéretesnek tűnik a káros komponensek „kiégetése” további besugárzással és a hosszú élettartamú radionuklidok rövidebb élettartamúvá történő átalakításával (transzmutációjával). Az ilyen jellegű, többéves programok keretében végzett kutatásokat Franciaországban, Japánban és Oroszországban végzik az SNF és a radioaktív hulladékok kezelésének szövetségi célprogramja keretében. Hasonlóan felhívták a figyelmet a nagy fajlagos aktivitású folyékony hulladék (HVLA) megszilárdítására, amelyet évek óta rozsdamentes acél tartályokban tárolnak. A folyékony OVUA ma már hatékonyan üvegezett hazánkban és külföldön is, és ez nagymértékben csökkenti a hosszú élettartamú radionuklidok átmeneti tárolókból történő migrációjának kockázatát. A Kurchatov Intézet a MosNPO Radonnal együtt olyan módszert hozott létre a radioaktív hulladékok plazma feldolgozására, amely jelentősen csökkenti azok mennyiségét (de nem aktivitását!), és jelentősen csökkenti a későbbi tárolás költségeit. A vegyi reaktorok korrózióvédelmének és fertőtlenítésének új módszereit is fejlesztik, fejlesztik a gázok és aeroszolok (különösen a radioaktív jód) felfogásának módszereit, valamint a fluorid technológia lehetőségeit a kiégett fűtőelemek feldolgozására, ami gyakorlatilag kizárja a keletkezést. folyékony radioaktív hulladékot, tanulmányozzák. Csökken a radioaktív anyagok kibocsátása és kibocsátása a környezetbe.

Véleményem szerint az SNF újrafeldolgozásának kilátásai számos nagyon fontos kérdés megválaszolásától függenek. Az egyik legfontosabb az, hogy mennyire költséghatékony mind maga az újrafeldolgozás, mind a nukleáris ipar egésze. Egyszerűen fogalmazva, mennyibe kerül a teljes gyártási ciklus a lelőhely kialakításától a radioaktív anyagok feldolgozásáig és elhelyezéséig? Sajnos nincsenek ilyen megbízható adatok. A ma rendelkezésünkre álló összes adat nagyon hiányos, és néhány esetben meghamisított. Ha kiszámoljuk egy atomerőmű üzemeltetésének tényleges költségét, akkor kiderül, hogy sok esetben ez egy költséghatékony termelés. Az a baj, hogy nem számítottak ki teljesen nukleáris üzemanyagciklust. A rendelkezésre álló számítások pedig azt mutatják, hogy szinte minden típusú villamosenergia-termelés megközelítőleg azonos költségeket igényel. Az utóbbi időben még a szél- és napenergia-berendezéseket is jelentősen közelebb vitték a jövedelmezőséghez. És itt felmerül az atomenergia továbbfejlesztésének kockázatának felmérése.

Ha készen állunk arra, hogy évszázadonként körülbelül egyszer előfordulhat súlyos baleset az atomerőművekben, akkor tudatosan vállaljuk ezt a kockázatot.

Így elérkeztünk az atomenergia egy másik kiemelt kérdéséhez - az ipar biztonságához. Akárhogyan is dolgozzuk fel a kiégett nukleáris fűtőanyagot, bizonyos mennyiségű anyag mégis keletkezik, amelyet rendkívül magas radioaktivitásuk miatt nagyon biztonságosan el kell rejteni. Például sok atomerőműben a folyékonyhulladék-tároló létesítmények már majdnem megteltek. A kurszki atomerőműben a legrosszabb a helyzet, szinte nem maradt hely a folyékony hulladéknak. Ezért mindenekelőtt meg kell érteni, hogy a nukleáris tudósoknak van-e stratégiájuk a kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozására és a hulladék eltemetésére. Egyelőre ilyen világos, rendkívül világos stratégia nem látható. Mindenesetre a ma alkalmazott temetési módszerek meglehetősen veszélyesek. Mi pedig most elhelyezünk egy időzített bombát, ha nem magunknak, de az utódainknak. Következésképpen az SNF-újrafeldolgozás kilátásai az atomenergia gazdaságosságától, az iparág által hordozott kockázat elfogadható mértékének helyes felmérésétől és a radioaktív hulladékok biztonságos elhelyezésének lehetőségétől függenek. Mindezek figyelembevételével döntést kell hozni az energiatermelés kiemelt módjáról. Nagy kérdés, hogy az atomenergia lesz-e ilyen prioritás. De persze ilyen döntést nem lehet és nem is szabad egyik napról a másikra meghozni. Sőt, van idő a vitára is. Hiszen csak a feltárt olajtartalék körülbelül 100 évre lesz elegendő, a gáz 70150-re, a szén 500-ra, kivéve persze, ha az energiafelhasználásban jelentős ugrás történik. Amiről teljesen meg vagyok győződve, az az, hogy egyszerűen létfontosságú az új energiaforrások felkutatása és az energiatakarékos technológiák fejlesztése. Oroszország számára az energiamegtakarítás a közeljövőben a fő feladat. Hiszen ha kiszámoljuk, hogy pénzben kifejezve mennyi GDP-t (bruttó hazai terméket) állítanak elő egy joule energiára, akkor kiderül, hogy Oroszországban ez a szám 67-szer kevesebb, mint Nyugat-Európában, vagyis a hatásfok nagyon alacsony és hatalmasak a tartalékok.

Apropó tisztán technikai oldala kérdés, meg kell állapítanunk, hogy ma már nincsenek alapvetően új bevált technológiák a kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozása terén. Számos országban most kezdik kidolgozni azt a teljesen új transzmutációs technológiát, amely sugárzás hatására lehetővé teszi a hosszú élettartamú radionuklidok rövid élettartamú, biztonságosabbnak tekinthető radionuklidok átalakítását. A legvonzóbb a közelmúltban aktívan megvitatott egy zárt ciklus létrehozása, amikor a kiégett fűtőelemeket újra felhasználják energiahordozóként. Ennek ellenére a nukleáris üzemanyagciklust nem lehet teljesen lezárni, de a hulladék mennyiségét minimalizálni lehet, és ez az első feladat. És itt már felmerül az ezekhez a tevékenységekhez kapcsolódó anyagköltségek problémája, vajon ezek a költségek meghaladják-e az atomenergia használatából származó hasznot?

1-5 veszélyességi osztályú hulladékok elszállítása, feldolgozása és ártalmatlanítása

Oroszország minden régiójával dolgozunk. Érvényes jogosítvány. A záró dokumentumok teljes készlete. Egyéni megközelítés az ügyfélnek és a rugalmas árpolitikának.

Ezen az űrlapon kérhet szolgáltatást, kérhet kereskedelmi ajánlatot, vagy kérhet ingyenes konzultációt szakembereinktől.

Küld

A 20. században az ideális energiaforrás megállás nélküli keresése véget ért. Ez a forrás az atommagok és a bennük lezajló reakciók voltak – az egész világon megkezdődött az atomfegyverek aktív fejlesztése és az atomerőművek építése.

De a bolygó gyorsan szembesült a nukleáris hulladék feldolgozásának és megsemmisítésének problémájával. Energia atomreaktorok sok veszélyt rejt magában, valamint ennek az iparágnak a pazarlását. Eddig nem volt gondosan kidolgozott feldolgozási technológia, miközben maga a gömb aktívan fejlődik. Ezért a biztonság elsősorban a megfelelő ártalmatlanításon múlik.

Meghatározás

A nukleáris hulladék bizonyos radioaktív izotópokat tartalmaz kémiai elemek. Oroszországban az „Atomenergia felhasználásáról” szóló 170. sz. szövetségi törvényben (1995. november 21-én) megadott meghatározás szerint az ilyen hulladékok további felhasználását nem tervezik.

Az anyagok fő veszélye a gigantikus dózisú sugárzásban rejlik, amely káros hatással van az élő szervezetre. A radioaktív expozíció következményei genetikai rendellenességek, sugárbetegség és halál.

Osztályozási térkép

A nukleáris anyagok fő forrása Oroszországban az atomenergia és a katonai fejlesztések szférája. Minden nukleáris hulladéknak három sugárzási fokozata van, amelyek sokak számára ismerősek a fizika tanfolyamából:

• Alfa - sugárzó.
• Béta-kibocsátó.
• Gamma-kibocsátó.

Az előbbiek a legártalmatlanabbak, mivel a másik kettővel ellentétben ártalmatlan sugárzási szintet adnak. Igaz, ez nem akadályozza meg őket abban, hogy a legveszélyesebb hulladékok osztályába kerüljenek.


Az oroszországi nukleáris hulladék osztályozási térképe általában három típusra osztja:

1. Szilárd nukleáris hulladék. Ez magában foglalja a hatalmas mennyiségű karbantartási anyagot az energiaszektorban, a személyzet ruházatát, a munka során felhalmozódó szemetet. Az ilyen hulladékot kemencékben égetik el, majd a hamut speciális cementkeverékkel keverik össze. Hordókba öntik, lezárják és raktárba küldik. A temetést alább részletezzük.
2. Folyékony. Az atomreaktorok működési folyamata technológiai megoldások alkalmazása nélkül lehetetlen. Ezen kívül ez magában foglalja a speciális ruhák kezelésére és a dolgozók mosására használt vizet is. A folyadékokat óvatosan elpárologtatják, majd megtörténik a temetés. A folyékony hulladékot gyakran újrahasznosítják, és nukleáris reaktorok üzemanyagaként használják fel.
3. Külön csoportot alkotnak a vállalkozásnál a reaktorok tervezésének elemei, a szállítás és a műszaki ellenőrzési eszközök. Az ártalmatlanításuk a legdrágább. A mai napig két kiút van: a szarkofág felszerelése vagy szétszerelése részleges fertőtlenítéssel és további szállítás a tárolóba temetésre.

Az oroszországi nukleáris hulladék térképe meghatározza az alacsony és a magas szintű hulladékot is:

• Kis aktivitású hulladékok - egészségügyi intézmények, intézetek és kutatóközpontok tevékenysége során keletkeznek. Itt radioaktív anyagokat használnak kémiai vizsgálatok elvégzésére. Ezen anyagok által kibocsátott sugárzás szintje nagyon alacsony. A megfelelő ártalmatlanítással a veszélyes hulladékok körülbelül néhány hét alatt normál hulladékká változhatnak, majd normál hulladékként ártalmatlaníthatók.
• A nagy aktivitású hulladék a reaktorok kiégett fűtőanyaga és a hadiiparban nukleáris fegyverek fejlesztésére használt anyagok. Az állomásokon az üzemanyag egy speciális rúd radioaktív anyaggal. A reaktor körülbelül 12-18 hónapig üzemel, utána tüzelőanyagot kell cserélni. A hulladék mennyisége egyszerűen óriási. És ez a szám növekszik minden atomenergia területén fejlődő országban. A nagy aktivitású hulladékok ártalmatlanításánál minden árnyalatot figyelembe kell venni, hogy elkerüljük a környezetet és az embereket érintő katasztrófát.

Újrahasznosítás és ártalmatlanítás

A Ebben a pillanatban Számos módszer létezik a nukleáris hulladék ártalmatlanítására. Mindegyiknek megvannak a maga előnyei és hátrányai, de bármit is mondjunk, nem szüntetik meg teljesen a radioaktív expozíció veszélyét.

temetés

A hulladékártalmatlanítás a legígéretesebb ártalmatlanítási módszer, amelyet Oroszországban különösen aktívan használnak. Először a hulladék üvegesedésének vagy "üvegesedésének" folyamata következik be. Az elhasznált anyagot kalcinálják, majd kvarcot adnak a keverékhez, és ezt a „folyékony üveget” speciális hengeres acélformákba öntik. Az így kapott üveganyag vízálló, ami csökkenti a radioaktív elemek környezetbe jutásának lehetőségét.

A kész hengereket lefőzik és alaposan megmossák, megszabadulva a legkisebb szennyeződéstől. Aztán nagyon hosszú időre raktárba kerülnek. A tároló geológiailag stabil területeken van kialakítva, hogy a tároló ne sérüljön.

A geológiai ártalmatlanítást 300 méternél nagyobb mélységben végzik úgy, hogy a hulladék hosszú ideig további karbantartást nem igényel.

Égő

A nukleáris anyagok egy része, mint fentebb említettük, a termelés közvetlen eredményei, és egyfajta mellékpazarlás az energiaszektorban. Ezek a gyártás során sugárzásnak kitett anyagok: papírhulladék, fa, ruházat, háztartási hulladék.

Mindezt speciálisan kialakított kemencékben égetik, amelyek minimálisra csökkentik az égés szintjét mérgező anyagok légkörben. A hamut, egyéb hulladékok mellett, cementálják.

Cementezés

A nukleáris hulladékok cementezéssel történő elhelyezése (az egyik módja) Oroszországban az egyik leggyakoribb gyakorlat. Ennek lényege, hogy a besugárzott anyagokat és radioaktív elemeket speciális tartályokba kell helyezni, amelyeket aztán speciális oldattal töltenek meg. Az ilyen oldat összetétele kémiai elemek egész koktélját tartalmazza.

Ennek eredményeként gyakorlatilag nem érinti külső környezet, amivel szinte korlátlan ideig érhet el. De érdemes fenntartással élni, hogy egy ilyen temetés csak átlagos veszélyességű hulladék ártalmatlanítása esetén lehetséges.

Fóka

Hosszú és meglehetősen megbízható gyakorlat, amelynek célja a hulladék eltemetése és csökkentése. Alapvető tüzelőanyagok feldolgozására nem alkalmazható, de lehetővé teszi más alacsony veszélyességű hulladékok feldolgozását. Ez a technológia alacsony nyomású hidraulikus és pneumatikus préseket használ.

Ismételt alkalmazás

A radioaktív anyagok energetikai felhasználása ezen anyagok tevékenységének sajátosságai miatt nem valósult meg teljes mértékben. Ha kimerült, a hulladék továbbra is potenciális energiaforrás marad a reaktorok számára.

A modern világban, és még inkább Oroszországban, az energiaforrásokkal kapcsolatos helyzet meglehetősen súlyos, ezért újrafeldolgozás A nukleáris anyagok reaktorok üzemanyagaként való felhasználása már nem tűnik hihetetlennek.

Ma már léteznek olyan módszerek, amelyek lehetővé teszik az elhasznált nyersanyagok felhasználását az energiaszektorban. A hulladékban lévő radioizotópokat élelmiszer-feldolgozáshoz, illetve termoelektromos reaktorok működéséhez "akkumulátorként" használják.

De míg a technológia még fejlesztés alatt áll, és az ideális feldolgozási módszert nem találták meg. Ennek ellenére a nukleáris hulladék feldolgozása és megsemmisítése lehetővé teszi a probléma részleges megoldását az ilyen szeméttel, reaktorok üzemanyagaként használva.

Sajnos Oroszországban gyakorlatilag nem dolgoznak ki hasonló módszert a nukleáris törmelékek eltávolítására.

Kötetek

Oroszországban a világ minden táján az ártalmatlanításra küldött nukleáris hulladék mennyisége évente több tízezer köbmétert tesz ki. Évente mintegy 45 000 köbméter hulladékot fogadnak be az európai tárolóhelyek, míg az Egyesült Államokban csak egy nevadai hulladéklerakó nyel el ekkora mennyiséget.

A nukleáris hulladék és az ezzel kapcsolatos munka külföldön és Oroszországban magas színvonalú gépekkel és berendezésekkel felszerelt szakosodott vállalkozások tevékenysége. A gyárakban a hulladék az különböző utak a fent leírt feldolgozást. Ennek eredményeként lehetőség nyílik a térfogat csökkentésére, a veszély mértékének csökkentésére, sőt, az energiaszektorban egyes hulladékok nukleáris reaktorok üzemanyagaként való felhasználása is lehetséges.

A békés atom már régóta bebizonyította, hogy nem minden olyan egyszerű. Az energiaszektor fejlődik és tovább fog fejlődni. Ugyanez elmondható róla katonai szféra. De ha néha szemet hunyunk más hulladékok kibocsátása előtt, a nukleáris hulladék nem megfelelő elhelyezése totális katasztrófát okozhat az egész emberiség számára. Ezért ezt a problémát a lehető leghamarabb meg kell oldani, mielőtt túl késő lenne.

Kezdetben az SNF-et kizárólag a plutónium nukleáris fegyverek előállítása során történő kinyerése céljából dolgozták fel. Jelenleg gyakorlatilag leállt a fegyveres minőségű plutónium gyártása. Ezt követően felmerült az igény az energiareaktorokból származó üzemanyag feldolgozására. Az erőművi reaktorok tüzelőanyag-újrafeldolgozásának egyik célja az erőművi reaktorok tüzelőanyagaként történő újrafelhasználása, beleértve a MOX-fűtőanyag részeként vagy a zárt üzemanyagciklus (CFFC) megvalósítását. 2025-re egy nagyüzemi feldolgozó radiokémiai üzem létrehozását tervezik, amely lehetőséget ad mind a tárolt fűtőelemek, mind a meglévő és tervezett atomerőművekből kirakott kiégett nukleáris fűtőelemek problémájának megoldására. A Zheleznogorsk GCC-ben a tervek szerint mind a kísérleti demonstrációs központban (ODC), mind a VVER-1000 nyomottvizes erőműves reaktorokból származó SNF nagyüzemi előállítása során, valamint az RBMK-1000 csatorna típusú reaktorokból származó hulladék nagy részének feldolgozását tervezik. A regenerációs termékeket a nukleáris üzemanyagciklusban, az uránt a termikus neutronreaktorok üzemanyag-előállításában, a plutóniumot (a neptuniummal együtt) a gyorsneutronos reaktorokhoz használják fel, amelyek neutron tulajdonságai lehetővé teszik a nukleáris üzemanyagciklus hatékony lezárását. Ugyanakkor az RBMK SNF újrafeldolgozási sebessége a nukleáris üzemanyagciklusban a regenerációs termékek (urán és plutónium) iránti kereslettől függ. Ezek a megközelítések képezték a 2011 novemberében jóváhagyott, 2011-2020 közötti, valamint a 2030-ig tartó időszakra szóló Infrastruktúra-teremtési és KNT-gazdálkodási Program alapját.

Oroszországban az 1948-ban alapított Majak Termelő Egyesületet tartják az első olyan vállalkozásnak, amely képes kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozására. További nagy radiokémiai üzemek Oroszországban a Szibériai Vegyipari Kombinát és a Zheleznogorszki Bányászati ​​és Vegyi Kombinát. Nagy radiokémiai termelés működik Angliában (a Sellafieldi üzem), Franciaországban (a Cogema üzemben). (Angol) orosz) ; a gyártást Japánban (Rokkasho, 2010-es évek), Kínában (Lanzhou, 2020), Krasznojarszk-26-ban (RT-2, 2020-as évek) tervezik. Az Egyesült Államok felhagyott a reaktorokból kirakott üzemanyag tömeges feldolgozásával, és azt speciális tárolókban tárolja.

Technológia

A nukleáris üzemanyag leggyakrabban cirkóniumötvözetből vagy acélból készült lezárt tartály, amelyet gyakran fűtőelemnek (FEL) is neveznek. A bennük lévő urán kis oxidszemcsék vagy (sokkal ritkábban) egyéb hőálló uránvegyületek, például urán-nitrid formájában van. Az urán bomlása során más kémiai elemek sok instabil izotópja keletkezik, beleértve a gázneműeket is. A biztonsági előírások szabályozzák a fűtőelem tömítettségét a teljes élettartamra, és ezek a bomlástermékek a fűtőelemben maradnak. A bomlástermékeken kívül jelentős mennyiségű urán-238, kis mennyiségben el nem égett urán-235, valamint a reaktorban keletkezett plutónium marad vissza.

Az újrafeldolgozás feladata az SNF sugárzási veszélyének minimalizálása, a fel nem használt komponensek biztonságos ártalmatlanítása, elkülönítése hasznos anyagés biztosítsák azok folyamatos használatát. Ehhez leggyakrabban kémiai elválasztási módszereket alkalmaznak. A legtöbb egyszerű módszerek oldatos feldolgozás, azonban ezek a módszerek termelik a legtöbb folyékony radioaktív hulladékot, így ezek a módszerek csak az atomkorszak hajnalán voltak népszerűek. Jelenleg módszereket keresnek a lehetőleg szilárd hulladék mennyiségének minimalizálására. Üvegesítéssel könnyebben ártalmatlaníthatóak.

A kiégett nukleáris fűtőelemek (SNF) feldolgozásának minden modern technológiai sémája középpontjában az extrakciós eljárások állnak, leggyakrabban az úgynevezett Purex-eljárás (az angol nyelvből Pu U Recovery EXtraction), amely a plutónium reduktív eltávolításából áll. uránnal és hasadási termékekkel közös kivonat. Az egyes feldolgozási sémák a felhasznált reagenskészletben, az egyes technológiai szakaszok sorrendjében és a műszerekben különböznek.

Az újrafeldolgozásból leválasztott plutónium üzemanyagként használható fel urán-oxiddal keverve. Üzemanyagként kellően hosszú hadjárat után a plutónium csaknem kétharmada Pu-239 és Pu-241 izotóp, körülbelül egyharmada Pu-240 izotóp, ezért nem használható megbízható és kiszámítható nukleáris töltések készítésére (a 240 izotóp egy szennyező anyag).

Megjegyzések

1. Biztonságos veszély (Orosz). A világ körül. vokrugsveta.ru (2003, július). Letöltve: 2013. december 4.
2. A.V. Balikhin. A kiégett fűtőelemek újrafeldolgozási módszereinek helyzetéről és fejlesztési kilátásairól. (orosz) // Ásványi nyersanyagok integrált felhasználása. - 2018. - 1. sz. - 71-87. - ISSN 2224-5243.
3. infografika (flash) a Guardiantól
4. Újrafeldolgozó üzemek, világszerte // Európai Nukleáris Társaság
5. Használt nukleáris üzemanyag feldolgozása // Nukleáris Világszövetség, 2013: "A világ kereskedelmi újrafeldolgozási kapacitása"
6. A kiégett fűtőelemek újrafeldolgozásának helyzete és tendenciái // NAÜ -TECDOC-1467, 2005. szeptember 52. oldal I. táblázat Múltbeli, jelenlegi és tervezett újrafeldolgozási kapacitások a világ
7. Az Egyesült Államok az SNF-et akarja feldolgozni, "Expert" No. 11 (505) (2006. március 20.). Letöltve: 2013. december 4. „.. Franciaországgal, Oroszországgal és Németországgal ellentétben .. az Egyesült Államok .. inkább a nevadai Las Vegas-i játékközpontjuk közelében temette el, ahol eddig több mint 10 ezer tonna besugárzott üzemanyag halmozódott fel ".
8. Plutónium "égés" az LWR-ekben(Angol) (nem elérhető link). - "A jelenlegi újrafeldolgozott plutónium (üzemanyag elégetése 35-40 MWd/kg HM) hasadóanyag-tartalma körülbelül 65%, a többi főként Pu-240." Letöltve: 2013. december 5. Az eredetiből archiválva: 2012. január 13..
9. A NONPROLIFERÁCIÓS PROGRAMOKBÓL MOX ÜZEMANYAG TELJESÍTMÉNYE . - 2011. évi vízireaktor-üzemanyag-teljesítményről szóló találkozó, Chengdu, Kína, szept. 2011. 11-14.