Nükleer reaktörde bulunan yakıt radyoaktif hale gelir, yani. çevre ve adam. Bu nedenle, yaydığı radyasyonu absorbe etmek için uzaktan ve kalın duvarlı ambalajlar kullanılarak işleniyor. Ancak, tehlikenin yanı sıra, kullanılmış nükleer yakıt (SNF) şüphesiz faydalar da getirebilir: ikincil hammaddeler Uranyum-235, plütonyum ve uranyum-238 izotoplarını içerdiğinden taze nükleer yakıt elde etmek için. Kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi, uranyum birikintilerinin gelişmesi sonucu çevreye verilen zararın azaltılmasını mümkün kılar, çünkü taze yakıt, ışınlanmış yakıtın yeniden işlenmesinin ürünleri olan saflaştırılmış uranyum ve plütonyumdan üretilir. Ayrıca kullanılmış yakıttan bilim, teknoloji ve tıpta kullanılan radyoaktif izotoplar açığa çıkıyor.

SNF depolama ve/veya işleme işletmeleri - Mayak Üretim Birliği (Ozersk, Çelyabinsk bölgesi) ve Madencilik ve Kimyasal Kombine (Zheleznogorsk, Krasnoyarsk Bölgesi), Rosatom State Corporation'ın nükleer ve radyasyon güvenliği kompleksinin bir parçasıdır. Mayak Üretim Birliği'nde kullanılmış nükleer yakıt yeniden işleniyor ve Madencilik ve Kimya Kombinesinde kullanılmış nükleer yakıt için yeni bir "kuru" depolama tesisinin inşaatı tamamlanıyor. Ülkemizde nükleer enerjinin gelişmesi, özellikle Rus nükleer enerji sanayi kompleksinin geliştirme stratejileri saflaştırılmış uranyum ve plütonyum kullanılarak kapalı bir nükleer yakıt döngüsünün uygulanmasını ima ettiğinden, görünüşe göre kullanılmış nükleer yakıtla ilgilenen işletmelerin ölçeğinde bir artışa yol açacaktır. Kullanılmış nükleer yakıttan ayrıştırılır.

Bugün kullanılmış yakıt yeniden işleme tesisleri yalnızca dört ülkede faaliyet göstermektedir - Rusya, Fransa, İngiltere ve Japonya. Rusya'da faaliyet gösteren tek tesis - Mayak PA'daki RT-1 - yıllık 400 ton kullanılmış yakıt tasarım kapasitesine sahiptir, ancak mevcut yükü yılda 150 tonu geçmemektedir; Madencilik ve Kimya Kombinesindeki RT-2 tesisi (yılda 1500 ton) dondurulmuş inşaat aşamasındadır. Fransa şu anda yılda toplam 1.600 ton kapasiteye sahip iki tesisi (Cap La Hague'da UP-2 ve UP-3) işletmektedir. Bu arada, bu tesisler yalnızca Fransız nükleer santrallerinden gelen yakıtı işlemiyor; bunun işlenmesi için Almanya, Japonya, İsviçre ve diğer ülkelerdeki enerji şirketleriyle milyarlarca dolarlık sözleşmeler imzalandı. Thorp tesisi İngiltere'de yıllık 1.200 ton kapasiteyle faaliyet gösteriyor. Japonya, Rokkasa-Mura'da yılda 800 ton kullanılmış yakıt kapasiteli bir tesis işletmektedir; Tokai-Mura'da ayrıca bir pilot tesis bulunmaktadır (yılda 90 ton).
Bu nedenle, dünyanın önde gelen nükleer güçleri, düşük uranyum içeren daha az zengin yatakların geliştirilmesine geçişle bağlantılı olarak artan uranyum madenciliği maliyetleri bağlamında giderek ekonomik olarak karlı hale gelen nükleer yakıt döngüsünü "kapatma" fikrine bağlı kalıyor. cevher içeriği.

Mayak PA ayrıca izotop ürünleri de üretiyor - radyoaktif kaynaklar Bilim, teknoloji, tıp ve Tarım. Kararlı (radyoaktif olmayan) izotopların üretimi, aynı zamanda devlet savunma emirlerini de yerine getiren Elektrokhimpribor Fabrikası tarafından gerçekleştirilmektedir.

Güç reaktörlerinden harcanan nükleer yakıt İlk aşama reaktör sonrası NFC aşaması açık ve kapalı NFC döngüleri için aynıdır.

Bu, kullanılmış nükleer yakıt içeren yakıt çubuklarının reaktörden çıkarılmasını, bunun birkaç yıl boyunca sahadaki bir havuzda (su altı soğutma havuzlarında “ıslak” depo) depolanmasını ve daha sonra yeniden işleme tesisine nakledilmesini içerir. Nükleer yakıt çevriminin açık versiyonunda, kullanılmış yakıt, özel donanımlı depolama tesislerine yerleştirilir (konteynerler veya odalarda inert gaz veya hava ortamında “kuru” depolama), burada birkaç on yıl boyunca saklanır ve daha sonra bir forma dönüştürülür. radyonüklitlerin çalınmasını önleyen ve nihai imhaya hazırlanan.

Nükleer yakıt döngüsünün kapalı versiyonunda kullanılmış yakıt, bölünebilir nükleer materyallerin çıkarılması için işlendiği bir radyokimyasal tesise gönderilir.

Harcanmış nükleer yakıt (SNF), radyokimya endüstrisi için hammadde olan özel bir radyoaktif malzeme türüdür.

Tükendikten sonra reaktörden çıkarılan ışınlanmış yakıt elemanları önemli birikmiş aktiviteye sahiptir. İki tür kullanılmış nükleer yakıt vardır:

1) Hem yakıtın kendisinin hem de kaplamasının kimyasal formuna sahip olan, çözünme ve sonraki işlemlere uygun endüstriyel reaktörlerden elde edilen SNF;

2) Güç reaktörleri için yakıt çubukları.

Endüstriyel reaktörlerden gelen SNF hatasız olarak yeniden işlenirken SNF her zaman yeniden işlenmez. Enerji SNF, daha fazla işleme tabi tutulmadığı takdirde yüksek düzeyli atık olarak, işlendiği takdirde ise değerli bir enerji hammaddesi olarak sınıflandırılır. Bazı ülkelerde (ABD, İsveç, Kanada, İspanya, Finlandiya) kullanılmış nükleer yakıt tamamen radyoaktif atık (RAW) olarak sınıflandırılmaktadır. İngiltere, Fransa, Japonya'da - hammaddelere enerji sağlamak için. Rusya'da kullanılmış yakıtın bir kısmı radyoaktif atık olarak değerlendirilmekte ve bir kısmı yeniden işlenmek üzere radyokimya tesislerine gönderilmektedir (146).

Tüm ülkelerin kapalı döngü taktiklerine uymaması nedeniyle nükleer döngü Dünyada SNF sürekli artmaktadır. Kapalı uranyum yakıt döngüsüne bağlı kalan ülkelerin uygulamaları, önümüzdeki yıllarda uranyum fiyatında olası 3-4 kat artış olsa bile, hafif su reaktörlerinin nükleer yakıt döngüsünün kısmen kapatılmasının kârsız olduğunu göstermiştir. Ancak bu ülkeler hafif su reaktörlerinin nükleer yakıt çevrimini kapatıyor ve elektrik tarifelerini artırarak maliyetleri karşılıyor. Tam tersine, Amerika Birleşik Devletleri ve diğer bazı ülkeler, kullanılmış nükleer yakıtın gelecekte nihai olarak imha edileceğini akılda tutarak, daha ucuz olduğu ortaya çıkan uzun vadeli depolamayı tercih ederek, kullanılmış nükleer yakıtı yeniden işlemeyi reddediyorlar. Ancak yirmili yıllara gelindiğinde dünyada kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesinin artması bekleniyor.

Bir güç reaktörünün çekirdeğinden çıkarılan kullanılmış nükleer yakıt içeren yakıt düzenekleri, ısı oluşumunu ve kısa ömürlü radyonüklidlerin bozunmasını azaltmak için bir nükleer enerji santralindeki bir soğutma havuzunda 5-10 yıl süreyle depolanır. Bir nükleer santralden çıkan 1 kg kullanılmış nükleer yakıt, reaktörden boşaltıldıktan sonraki ilk günde 26 ila 180 bin Ci radyoaktivite içerir. Bir yıl sonra 1 kg kullanılmış yakıtın aktivitesi 1 bin Ci'ye, 30 yıl sonra ise 0,26 bin Ci'ye düşer. Çıkarıldıktan bir yıl sonra, kısa ömürlü radyonüklitlerin bozunması sonucu, kullanılmış yakıtın aktivitesi 11 - 12 kat, 30 yıl sonra - 140 - 220 kat azalır ve ardından yüzlerce yıl içinde yavaş yavaş azalır 9 ( 146).

Reaktöre başlangıçta doğal uranyum yüklenmişse, kullanılmış yakıtta% 0,2 - 0,3 235U kalır. Bu tür uranyumun yeniden zenginleştirilmesi ekonomik olarak mümkün olmadığından atık uranyum olarak adlandırılan formda kalır. Atık uranyum daha sonra hızlı nötron reaktörlerinde üreme materyali olarak kullanılabilir. Nükleer reaktörleri yüklemek için düşük düzeyde zenginleştirilmiş uranyum kullanıldığında, kullanılmış yakıt %1 oranında 235U içerir. Bu tür uranyum, nükleer yakıttaki orijinal içeriğine kadar daha da zenginleştirilebilir ve nükleer yakıt döngüsüne geri döndürülebilir. Nükleer yakıtın reaktivitesi, ona diğer bölünebilir nüklitlerin (239Pu veya 233U) eklenmesiyle eski haline getirilebilir. ikincil nükleer yakıt. Yakıtın 235U ile zenginleştirilmesine eşdeğer miktarda tükenmiş uranyuma 239Pu eklenirse uranyum-plütonyum yakıt döngüsü uygulanır. Karışık uranyum-plütonyum yakıtı hem termal hem de hızlı nötron reaktörlerinde kullanılır. Uranyum-plütonyum yakıtı, uranyum kaynaklarının en iyi şekilde kullanılmasını ve bölünebilir malzemenin genişletilmiş şekilde çoğaltılmasını sağlar. Nükleer yakıt rejenerasyon teknolojisi için reaktörden boşaltılan yakıtın özellikleri son derece önemlidir: kimyasal ve radyokimyasal bileşim, bölünebilen malzemelerin içeriği, aktivite düzeyi. Nükleer yakıtın bu özellikleri, reaktörün gücü, reaktördeki yakıtın yanması, kampanyanın süresi, ikincil bölünebilir malzemelerin üreme oranı, yakıtın reaktörden boşaltıldıktan sonra tutulma süresi, ve reaktör tipi.

Reaktörlerden boşaltılan kullanılmış nükleer yakıt, ancak belirli bir süre sonra yeniden işlenmek üzere aktarılır. Bunun nedeni, fisyon ürünleri arasında, reaktörden boşaltılan yakıtın aktivitesinin büyük bir kısmını belirleyen çok sayıda kısa ömürlü radyonüklitlerin bulunmasıdır. Bu nedenle, yeni boşaltılan yakıt, kısa ömürlü radyonüklidlerin ana miktarının bozunması için yeterli bir süre boyunca özel depolama tesislerinde tutulur. Bu, biyolojik korumanın organizasyonunu büyük ölçüde kolaylaştırır, işlenmiş nükleer yakıtın yeniden işlenmesi sırasında kimyasal reaktifler ve çözücüler üzerindeki radyasyonun etkisini azaltır ve ana ürünlerin saflaştırılması gereken element kümesini azaltır. Böylece, iki ila üç yıllık maruz kalma sonrasında ışınlanmış yakıtın aktivitesi, uzun ömürlü fisyon ürünleri tarafından belirlenir: Zr, Nb, Sr, Ce ve diğer nadir toprak elementleri, Ru ve α-aktif transuranyum elementleri. Harcanan nükleer yakıtın %96'sı uranyum-235 ve uranyum-238, %1'i plütonyum, %2-3'ü radyoaktif fisyon parçacıklarıdır.

Harcanan yakıtın tutulma süresi hafif su reaktörleri için 3 yıl, hızlı nötron reaktörleri için 150 gündür (155).

Kullanılmış yakıt havuzunda (SP) üç yıllık yaşlandırmanın ardından 1 ton VVER-1000 kullanılmış yakıtta bulunan fisyon ürünlerinin toplam aktivitesi 790.000 Ci'dir.

SNF, tesis içi bir depolama tesisinde depolandığında, aktivitesi monoton bir şekilde azalır (yaklaşık 10 yıllık bir süre boyunca). Faaliyet, kullanılmış nükleer yakıt taşımacılığının güvenliğini belirleyen standartlara düştüğünde demiryolu, depolama tesislerinden çıkarılır ve uzun süreli depolamaya veya yakıt yeniden işleme tesisine taşınır. İşleme tesisinde yakıt çubuğu düzenekleri, yükleme ve boşaltma mekanizmaları kullanılarak konteynerlerden fabrika tampon depolama havuzuna yeniden yüklenir. Burada derlemeler işlenmek üzere gönderilene kadar saklanır. Belirli bir tesiste seçilen bir süre boyunca havuzda bekletildikten sonra, yakıt grupları depodan boşaltılır ve kullanılmış yakıt çubuklarının açılması işlemi için ekstraksiyon için yakıt hazırlama bölümüne gönderilir.

Işınlanmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi, bölünebilir radyonüklidlerin (öncelikle 233U, 235U ve 239Pu) çıkarılması, uranyumun nötron emici safsızlıklardan arındırılması, neptunyum ve diğer bazı transuranyum elementlerinin ayrılması ve endüstriyel, bilimsel veya izotopların elde edilmesi amacıyla gerçekleştirilir. tıbbi amaçlar. Nükleer yakıtın yeniden işlenmesi, güç reaktörlerinden, bilimsel reaktörlerden veya taşıma reaktörlerinden gelen yakıt çubuklarının yeniden işlenmesini ve aynı zamanda damızlık reaktör örtülerinin yeniden işlenmesini ifade eder. Kullanılmış yakıtın radyokimyasal olarak yeniden işlenmesi, nükleer yakıt döngüsünün kapalı versiyonunun ana aşamasıdır ve silah kalitesinde plütonyum üretiminde zorunlu bir aşamadır (Şekil 35).

Nötronlarla ışınlanan bölünebilir malzemenin nükleer yakıt reaktöründe işlenmesi aşağıdaki gibi sorunları çözmek için gerçekleştirilir:

Yeni yakıt üretimi için uranyum ve plütonyum elde edilmesi;

Nükleer silah üretimi için bölünebilir malzemelerin (uranyum ve plütonyum) elde edilmesi;

Tıpta, endüstride ve bilimde kullanılan çeşitli radyoizotopların elde edilmesi;

Pirinç. 35. Mayak PA'da kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesinin bazı aşamaları. Tüm işlemler manipülatörler ve 6 katmanlı kurşun camla (155) korunan bölmeler kullanılarak gerçekleştirilir.

Birinci ve ikinciyle ilgilenen veya büyük miktarlarda kullanılmış nükleer yakıt depolamak istemeyen diğer ülkelerden gelir elde etmek;

Çözüm Çevre sorunları Radyoaktif atıkların bertarafı ile ilgili.

Rusya'da, VVER-440, BN ve bazı gemi motorlarının üreme reaktörlerinden ve yakıt çubuklarından gelen ışınlanmış uranyum işleniyor; VVER-1000, RBMK (herhangi bir tip) güç reaktörlerinin ana tiplerinin yakıt çubukları geri dönüştürülmez ve şu anda özel depolama tesislerinde biriktirilir.

Şu anda, kullanılmış yakıt miktarı sürekli artmaktadır ve bunun yenilenmesi, kullanılmış yakıt çubuklarının yeniden işlenmesi için radyokimyasal teknolojinin ana görevidir. Yeniden işleme süreci sırasında, uranyum ve plütonyum ayrılır ve bölünebilir malzemeler yeniden kullanıldığında reaktörde bir nükleer zincir reaksiyonunun gelişmesini önleyebilen nötron emici nüklitler (nötron zehirleri) dahil olmak üzere radyoaktif fisyon ürünlerinden arındırılır.

Radyoaktif fisyon ürünleri, küçük ölçekli nükleer enerji (termoelektrik güç jeneratörleri için radyoizotopik ısı kaynakları) alanında ve ayrıca iyonlaştırıcı radyasyon kaynaklarının üretiminde kullanılabilecek çok sayıda değerli radyonüklid içerir. Uranyum çekirdeklerinin nötronlarla yan reaksiyonlarından kaynaklanan transuranyum elementleri kullanılır. Kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesine yönelik radyokimyasal teknoloji, pratik açıdan veya bilimsel açıdan yararlı olan tüm nüklidlerin çıkarılmasını sağlamalıdır (147 43).

Kullanılmış yakıtın kimyasal olarak yeniden işlenmesi süreci, uranyum çekirdeklerinin bölünmesi sonucu oluşan büyük miktarda radyonüklitlerin biyosferden izole edilmesi sorununun çözülmesiyle ilişkilidir. Bu sorun nükleer enerjinin geliştirilmesindeki en ciddi ve çözülmesi zor sorunlardan biridir.

Radyokimyasal üretimin ilk aşaması yakıt hazırlamayı içerir; onu düzeneklerin yapısal parçalarından kurtarmak ve yakıt çubuklarının koruyucu kabuklarını yok etmek. Bir sonraki aşama, nükleer yakıtın kimyasal işlemin gerçekleştirileceği aşamaya aktarılmasıyla ilişkilidir: bir çözeltiye, bir eriyik içine, gaz fazına. Çözeltiye dönüştürme çoğunlukla nitrik asitte çözülerek yapılır. Bu durumda, uranyum altı değerlikli duruma geçer ve bir uranil iyonu, UO 2 2+ ve kısmen altı değerlikli durumda plütonyum ve dört değerlikli durum olan PuO 2 2+ ve Pu 4+'yı oluşturur. Gaz fazına geçiş, uçucu uranyum ve plütonyum halojenürlerin oluşumuyla ilişkilidir. Nükleer malzemelerin transferinden sonraki ilgili aşama, değerli bileşenlerin izolasyonu ve saflaştırılmasıyla ve bunların her birinin ticari bir ürün biçiminde serbest bırakılmasıyla doğrudan ilgili bir dizi işlemi içerir (Şekil 36).

Şekil 36. Kapalı bir döngüde uranyum ve plütonyumun dolaşımına ilişkin genel şema (156).

Kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi (yeniden işlenmesi), uranyumun, birikmiş plütonyumun ve parçalanma elementlerinin fraksiyonlarının çıkarılmasını içerir. Reaktörden çıkarıldığında 1 ton kullanılmış yakıt, 950-980 kg 235U ve 238U, 5,5-9,6 kg Pu'nun yanı sıra az miktarda α-yayıcılar (neptunyum, amerikyum, küriyum vb.) Faaliyeti 1 kg kullanılmış yakıt başına 26 bin Ci'ye ulaşabilen. Kapalı bir nükleer yakıt döngüsü sırasında izole edilmesi, konsantre edilmesi, saflaştırılması ve gerekli kimyasal forma dönüştürülmesi gereken bu elementlerdir.

Kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesinin teknolojik süreci şunları içerir:

Yakıt malzemesini açmak amacıyla yakıt düzeneklerinin ve yakıt çubuklarının mekanik parçalanması (kesilmesi);

Çözünme;

Balast safsızlıklarının temizleme solüsyonları;

Uranyum, plütonyum ve diğer ticari nüklitlerin ekstraksiyonla ayrılması ve saflaştırılması;

Plütonyum dioksit, neptunyum dioksit, uranil nitrat heksahidrat ve uranyum oksit salınımı;

Diğer radyonüklitleri içeren çözeltilerin işlenmesi ve bunların ayrılması.

Uranyum ve plütonyumun ayrıştırılması, ayrıştırılması ve fisyon ürünlerinden arındırılması teknolojisi, uranyum ve plütonyumun tribütil fosfatla ekstraksiyonu işlemine dayanmaktadır. Çok kademeli sürekli ekstraktörlerde gerçekleştirilir. Bunun sonucunda uranyum ve plütonyum fisyon ürünlerinden milyonlarca kez arıtılıyor. Kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi, etkinliği yaklaşık 0,22 Ci/yıl (izin verilen maksimum salınım 0,9 Ci/yıldır) olan küçük miktarda katı ve gaz halinde radyoaktif atık ve büyük miktarda sıvı radyoaktif atık oluşumuyla ilişkilidir.

Yakıt çubuklarının tüm yapı malzemeleri kimyasal dirençle karakterize edilir ve bunların çözünmesi ciddi bir sorun oluşturur. Yakıt çubukları, bölünebilir malzemelerin yanı sıra paslanmaz çelik, zirkonyum, molibden, silikon, grafit, krom vb. maddelerden oluşan çeşitli depolama cihazları ve kaplamalar içerir. Nükleer yakıt çözündüğünde bu maddeler nitrik asitte çözünmez ve büyük miktarda madde oluşturur. Ortaya çıkan çözeltideki süspansiyonların ve kolloidlerin miktarı.

Yakıt çubuklarının listelenen özellikleri, kabukların açılması veya çözülmesi için yeni yöntemlerin geliştirilmesinin yanı sıra, ekstraksiyon işleminden önce nükleer yakıt çözümlerinin arıtılmasını gerektirmiştir.

Plütonyum üretim reaktörlerinin yakıt tüketimi, güç reaktörlerinin yakıt tüketiminden önemli ölçüde farklıdır. Bu nedenle, yeniden işleme için 1 ton U başına çok daha yüksek radyoaktif parçalanma elementleri ve plütonyum içeriğine sahip malzemeler alınır. Bu, elde edilen ürünlerin saflaştırma işlemlerine ve yeniden işleme işlemi sırasında nükleer güvenliğin sağlanmasına yönelik gereksinimlerin artmasına yol açar. Büyük miktardaki sıvı yüksek seviyeli atığın işlenmesi ve bertaraf edilmesi ihtiyacından dolayı zorluklar ortaya çıkar.

Daha sonra uranyum, plütonyum ve neptunyum üç ekstraksiyon döngüsünde izole edilir, ayrılır ve saflaştırılır. İlk döngüde, uranyum ve plütonyum, fisyon ürünlerinin büyük bir kısmından ortaklaşa arındırılır ve ardından uranyum ve plütonyum ayrılır. İkinci ve üçüncü döngülerde uranyum ve plütonyum ayrıca ayrı ayrı saflaştırılır ve konsantre edilir. Ortaya çıkan ürünler (uranil nitrat ve plütonyum nitrat) dönüşüm birimlerine aktarılmadan önce tampon tanklara yerleştirilir. Plütonyum nitrat çözeltisine oksalik asit eklenir, elde edilen oksalat süspansiyonu filtrelenir ve çökelti kalsine edilir.

Toz halindeki plütonyum oksit bir elekten geçirilerek kaplara yerleştirilir. Bu formdaki plütonyum, yeni yakıt çubuklarının üretimi için tesise girmeden önce depolanıyor.

Yakıt çubuğu kaplama malzemesinin yakıt kaplamasından ayrılması, nükleer yakıt rejenerasyon prosesindeki en zor görevlerden biridir. Mevcut yöntemler iki gruba ayrılabilir: yakıt çubuklarının kaplama ve çekirdek malzemelerinin ayrıştırıldığı açma yöntemleri ve kaplama malzemelerini çekirdek malzemesinden ayırmadan açma yöntemleri. İlk grup, yakıt çubuklarının kaplamasının çıkarılmasını ve nükleer yakıtın çözünmeden önce yapısal malzemelerinin çıkarılmasını içerir. Su-kimyasal yöntemler, kabuk malzemelerinin çekirdek malzemeleri etkilemeyen çözücüler içinde çözülmesini içerir.

Bu yöntemlerin kullanımı, alüminyum veya magnezyum ve bunların alaşımlarından yapılmış kabuklarda uranyum metalinden yapılmış yakıt çubuklarının işlenmesi için tipiktir. Alüminyum, ısıtıldığında seyreltik sülfürik asit çözeltilerinde kostik soda veya nitrik asitte ve magnezyumda kolayca çözünür. Kabuğun çözülmesinden sonra çekirdek nitrik asitte çözülür.

Bununla birlikte, modern güç reaktörlerinin yakıt çubukları, korozyona dayanıklı, az çözünen malzemelerden yapılmış kabuklara sahiptir: zirkonyum, kalaylı zirkonyum alaşımları (zirkal) veya niyobyum, paslanmaz çelik. Bu malzemelerin seçici çözünmesi yalnızca oldukça agresif ortamlarda mümkündür. Zirkonyum, hidroflorik asitte, oksalik veya nitrik asitlerle veya NH4F çözeltisiyle karışımlarında çözülür. Paslanmaz çelik kabuk - 4-6 M H2S04 kaynatılır. Kabukların çıkarılmasına yönelik kimyasal yöntemin ana dezavantajı, büyük miktarda yüksek oranda tuzlu sıvı radyoaktif atık oluşmasıdır.

Kabukların tahrip edilmesinden kaynaklanan atık hacmini azaltmak ve bu atığı hemen katı halde, uzun süreli depolamaya daha uygun olarak elde etmek için, yüksek sıcaklıklarda sulu olmayan reaktiflerin etkisi altında kabukların imhası için işlemler geliştirilmektedir ( pirokimyasal yöntemler). Zirkonyum kabuk, 350-800 o C'de akışkanlaştırılmış bir Al203 yatağında susuz hidrojen klorür ile çıkarılır. Zirkonyum, uçucu ZrC14'e dönüştürülür ve süblimasyon yoluyla çekirdek malzemeden ayrılır ve ardından hidrolize edilerek katı zirkonyum dioksit oluşturulur . Pirometalurjik yöntemler, kabukların doğrudan eritilmesine veya bunların diğer metallerin eriyiklerinde çözünmesine dayanır. Bu yöntemler, kabuk ve çekirdek malzemelerinin erime sıcaklıklarındaki farklılıklardan veya bunların diğer erimiş metaller veya tuzlardaki çözünürlüklerindeki farklılıklardan yararlanır.

Kabukları çıkarmaya yönelik mekanik yöntemler birkaç aşama içerir. İlk olarak, yakıt düzeneğinin uç kısımları kesilir ve yakıt çubukları ve ayrı yakıt çubukları demetleri halinde sökülür. Daha sonra kabuklar her yakıt elemanından ayrı ayrı mekanik olarak çıkarılır.

Yakıt çubuklarının açılması, kaplama malzemelerini çekirdek malzemesinden ayırmadan gerçekleştirilebilir.

Su-kimyasal yöntemler uygulanırken ortak bir çözelti elde etmek için kabuk ve çekirdek aynı çözücü içinde çözülür. Yüksek miktarda değerli bileşen (235U ve Pu) içeren yakıtlar işlenirken veya aynı tesiste işlenirken birlikte çözünme tavsiye edilir. farklı şekiller Boyut ve konfigürasyon bakımından farklılık gösteren yakıt elemanları. Pirokimyasal yöntemler durumunda, yakıt çubukları, yalnızca kabuğu değil aynı zamanda çekirdeği de yok eden gaz halindeki reaktiflerle işlenir.

Kabuğun eşzamanlı olarak çıkarılmasıyla açma yöntemlerine ve kabuğun ve çekirdeklerin ortak imha yöntemlerine başarılı bir alternatifin "kesme-liç" yöntemi olduğu ortaya çıktı. Yöntem, nitrik asitte çözünmeyen kabuklardaki yakıt çubuklarının işlenmesi için uygundur. Yakıt çubuğu düzenekleri küçük parçalara kesilir; açıkta kalan yakıt çubuğu çekirdeği, kimyasal reaktiflere erişilebilir hale gelir ve nitrik asitte çözünür. Çözünmemiş kabuklar, içlerinde tutulan çözeltinin kalıntılarından yıkanır ve hurda şeklinde çıkarılır. Yakıt çubuklarını doğramanın bazı avantajları vardır. Ortaya çıkan atık - kabukların kalıntıları - katı durumdadır, yani. kabuğun kimyasal çözünmesinde olduğu gibi sıvı radyoaktif atık oluşumu yoktur; Kabukların mekanik olarak çıkarılması sırasında olduğu gibi, değerli bileşenlerde önemli bir kayıp olmaz, çünkü kabukların bölümleri yüksek derecede bir bütünlükle yıkanabilir; kesme makinelerinin tasarımı, mahfazaların mekanik olarak çıkarılmasına yönelik makinelerin tasarımına kıyasla basitleştirilmiştir. Kesme-liç yönteminin dezavantajı, yakıt çubuklarını kesme ekipmanının karmaşıklığı ve uzaktan bakım ihtiyacıdır. Mekanik kesme yöntemlerinin elektrolitik ve lazer yöntemlerle değiştirilmesi olasılığı şu anda araştırılmaktadır.

Yüksek ve orta yanmalı güç reaktörlerinden gelen kullanılmış yakıt çubukları, ciddi bir biyolojik tehlike oluşturan büyük miktarda gaz halindeki radyoaktif ürünleri biriktirir: trityum, iyot ve kripton. Nükleer yakıtın çözünmesi işlemi sırasında, çoğunlukla serbest bırakılırlar ve gaz akışlarıyla birlikte giderler, ancak kısmen çözelti halinde kalırlar ve daha sonra yeniden işleme zinciri boyunca çok sayıda ürüne dağıtılırlar. Trityum özellikle tehlikelidir, tritiyumlu su NTO'su oluşturur ve bu durumda ayrıştırılması zordur. sıradan su H2O. Bu nedenle, yakıtın çözünmeye hazırlanması aşamasında, yakıtın radyoaktif gazların büyük kısmından arındırılması ve bunların küçük hacimlerde atık ürünlerde yoğunlaştırılması için ek işlemler gerçekleştirilir. Oksit yakıt parçaları, 450-470 o C sıcaklıkta oksijen ile oksidatif işleme tabi tutulur. Yakıt kafesinin yapısı UO 2 -U 3 O 8 geçişi nedeniyle yeniden düzenlendiğinde, gaz halindeki fisyon ürünleri - trityum, iyot, ve soy gazlar açığa çıkar. Gazlı ürünlerin salınması sırasında ve ayrıca uranyum dioksitin nitröz okside geçişi sırasında yakıt malzemesinin gevşemesi, malzemelerin nitrik asitte daha sonra çözünmesini hızlandırmaya yardımcı olur.

Nükleer yakıtı çözeltiye aktarma yönteminin seçimi, yakıtın kimyasal formuna, yakıtın ön hazırlama yöntemine ve belirli bir verimliliğin sağlanması ihtiyacına bağlıdır. Uranyum metali 8-11M HNO3'te, uranyum dioksit ise 6-8M HNO3'te 80-100 o C sıcaklıkta çözülür.

Yakıt bileşiminin çözünmesi üzerine tahrip olması, tüm radyoaktif fisyon ürünlerinin salınmasına yol açar. Bu durumda gaz halindeki fisyon ürünleri egzoz gazı tahliye sistemine girer. Atık gazlar atmosfere verilmeden önce temizlenmektedir.

Hedef ürünlerin izolasyonu ve saflaştırılması

İlk ekstraksiyon çevriminden sonra ayrılan uranyum ve plütonyum, fisyon ürünlerinden, neptunyumdan ve birbirlerinden nükleer yakıt çevriminin özelliklerini karşılayacak seviyeye kadar arıtılarak ticari forma dönüştürülür.

Uranyumun daha fazla saflaştırılmasında en iyi sonuçlar, ekstraksiyon ve iyon değişimi gibi farklı yöntemlerin birleştirilmesiyle elde edilir. Bununla birlikte, endüstriyel ölçekte, aynı solvent - tribütil fosfat ile tekrarlanan ekstraksiyon döngülerinin kullanılması daha ekonomik ve teknik olarak daha basittir.

Ekstraksiyon döngülerinin sayısı ve uranyum saflaştırmasının derinliği, yeniden işleme için sağlanan nükleer yakıtın türü ve yakılması ile neptunyum ayırma görevi tarafından belirlenir. Uranyumdaki safsızlık α-yayıcılarının içeriğine ilişkin teknik spesifikasyonları karşılamak için, genel neptunyum giderme faktörünün ≥500 olması gerekir. Sorpsiyonla saflaştırmanın ardından uranyum sulu bir çözeltiye yeniden ekstrakte edilir ve saflık, uranyum içeriği ve 235U zenginleştirme derecesi açısından analiz edilir.

Uranyum rafinasyonunun son aşaması, ya uranil peroksit, uranil oksalat, amonyum uranil karbonat veya amonyum uranat formunda çökeltme ve ardından kalsinasyon yoluyla ya da uranil nitrat hekzahidratın doğrudan termal ayrışması yoluyla onu uranyum oksitlere dönüştürmeyi amaçlamaktadır.

Plütonyum, uranyumun büyük kısmından ayrıldıktan sonra, γ- ve β-aktivitesi için fisyon ürünlerinden, uranyumdan ve diğer aktinitlerden kendi arka planına kadar daha fazla saflaştırmaya tabi tutulur. Tesisler, son ürün olarak plütonyum dioksit üretmeye ve daha sonra, kimyasal işlemle birlikte, özellikle plütonyum nitrat çözeltilerini taşırken özel önlemler gerektiren plütonyumun pahalı taşınmasını önleyen yakıt çubukları üretmeye çalışıyor. Plütonyumun saflaştırılması ve konsantre edilmesine yönelik teknolojik sürecin tüm aşamaları, nükleer güvenlik sistemlerinin özel güvenilirliğinin yanı sıra personelin korunmasını ve plütonyumun toksisitesi ve yüksek düzeyde α radyasyonu nedeniyle çevre kirliliği olasılığının önlenmesini gerektirir. Ekipman geliştirilirken kritikliğe neden olabilecek tüm faktörler dikkate alınır: bölünebilir malzemenin kütlesi, homojenlik, geometri, nötronların yansıması, nötronların moderasyonu ve absorpsiyonunun yanı sıra bu süreçte bölünebilir malzemenin konsantrasyonu vb. Minimum Sulu bir plütonyum nitrat çözeltisinin kritik kütlesi 510 g'dır (eğer bir su reflektörü varsa). Plütonyum dalındaki operasyonlar sırasında nükleer güvenlik, cihazların özel geometrisi (çapları ve hacimleri) ve sürekli proseste belirli noktalarda sürekli olarak izlenen çözeltideki plütonyum konsantrasyonunun sınırlandırılmasıyla sağlanır.

Plütonyumun nihai saflaştırılması ve konsantrasyonuna yönelik teknoloji, ardışık ekstraksiyon veya iyon değişimi döngülerine ve plütonyum çökeltmesi için ek bir arıtma işlemine ve ardından termal olarak dioksite dönüştürülmesine dayanmaktadır.

Plütonyum dioksit, kalsine edildiği, ezildiği, elendiği, harmanlandığı ve paketlendiği koşullandırma ünitesine girer.

Karışık uranyum-plütonyum yakıtının üretimi için, uranyum ve plütonyumun kimyasal olarak birlikte çökeltilmesi yöntemi tavsiye edilir; bu, yakıtın tam homojenliğinin elde edilmesini mümkün kılar. Bu işlem, kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi sırasında uranyum ve plütonyumun ayrılmasını gerektirmez. Bu durumda uranyum ve plütonyumun yer değiştirme sıyırma yoluyla kısmen ayrılmasıyla karışık çözeltiler elde edilir. Bu şekilde, PuO2 içeriği %3 olan termal nötronlara sahip hafif su nükleer reaktörleri için ve %20 PuO2 içeriğine sahip hızlı nötron reaktörleri için (U, Pu)O2 elde etmek mümkündür.

Kullanılmış yakıtın yenilenmesinin fizibilitesine ilişkin tartışma yalnızca bilimsel, teknik ve ekonomik nitelikte değil, aynı zamanda siyasi niteliktedir; çünkü yenileme tesislerinin inşası potansiyel bir nükleer silahların yayılması tehdidini oluşturur. nükleer silahlar. Temel sorun, üretimin tam güvenliğini sağlamaktır; plütonyumun kontrollü kullanımı ve çevre güvenliği için garantiler sağlamak. Bu nedenle, nükleer yakıtın kimyasal olarak yeniden işlenmesine ilişkin teknolojik sürecin izlenmesi için etkili sistemler artık oluşturulmakta ve bu sistemler, sürecin herhangi bir aşamasında bölünebilir malzemelerin miktarını belirleme olanağı sağlamaktadır. Plütonyumun sürecin herhangi bir aşamasında uranyum ve fisyon ürünlerinden tamamen ayrılmadığı ve patlayıcı cihazlarda kullanım olasılığını önemli ölçüde karmaşıklaştıran CIVEX süreci gibi alternatif teknolojik süreç önerileri de aynı zamanda şunların sağlanmasına da hizmet eder: Nükleer silahların yayılmasının önlenmesine ilişkin garantiler.

Civex - plütonyum salmadan nükleer yakıtın çoğaltılması.

SNF'nin yeniden işlenmesinin çevre dostu olmasını geliştirmek için, yeniden işleme sisteminin bileşenlerinin uçuculuğundaki farklılıklara dayanan sulu olmayan teknolojik süreçler geliştirilmektedir. Sulu olmayan süreçlerin avantajları, kompaktlıkları, güçlü seyreltmelerin olmaması ve büyük hacimlerde sıvı radyoaktif atık oluşumu ve radyasyon ayrışma işlemlerinin daha az etkisidir. Üretilen atık katı fazdadır ve çok daha küçük bir hacim kaplar.

Şu anda, istasyonda aynı birimlerin (örneğin, üç özdeş termal nötron ünitesi) değil, farklı türlerin (örneğin, iki termal ve bir hızlı reaktör) inşa edildiği bir nükleer santral düzenlemenin bir çeşidi incelenmektedir. İlk olarak, 235U bakımından zenginleştirilmiş yakıt bir termal reaktörde (plütonyum oluşumu ile) yakılır, daha sonra yakıt, elde edilen plütonyum kullanılarak 238U'nun işlendiği hızlı bir reaktöre aktarılır. Kullanım döngüsünün bitiminden sonra kullanılmış yakıt, doğrudan nükleer santralin topraklarında bulunan radyokimya tesisine verilir. Tesis yakıtın tamamen yeniden işlenmesine girişmiyor; yalnızca uranyum ve plütonyumun kullanılmış yakıttan ayrılmasıyla sınırlı (bu elementlerin heksaflorür florürlerinin damıtılmasıyla). Ayrılan uranyum ve plütonyum, yeni karışık yakıtın üretiminde kullanılıyor ve geri kalan kullanılmış yakıt, ya faydalı radyonüklidlerin ayrılması ya da imha edilmesi için bir tesise gidiyor.

Nükleer enerjinin gelişimi o kadar çok felakete ve insan kaybına neden oldu ki, nükleer endüstrinin gelişme umutlarını hala değerlendiremiyoruz; bunun bariz ekonomik faydalarını terazinin bir tarafına koyarken, daha az bariz olmayan tehlikeyi de diğer tarafa koyuyoruz. Nükleer enerjinin alternatifi olmadığına ikna olan uzmanlar bu tehlikeyi en aza indirmek için her şeyi yapmaya çalışıyor. Bugün dünyada 440 nükleer santral faaliyet gösteriyor ve çoğu ülkenin nükleer programlarını kısmaya niyeti yok. Ancak nükleer santrallerin insanlık için çok gerekli olan elektriğin yanı sıra radyoaktif nükleer atık da ürettiğini unutmamalıyız. Bunların işlenmesi ve bertarafı, yalnızca nükleer endüstrinin temsilcilerini değil, aynı zamanda çevrecileri, politikacıları da etkileyen temel sorunlardan biridir. ve genel olarak ve her birimiz. Ve bu sorunu en azından kısmen anlamak için iki yetkili ama oldukça zıt görüşe yöneldik. Bunlardan ilki, Rusya Bilim Merkezi "Kurchatov Enstitüsü" Başkanı Akademisyen Evgeny Pavlovich Velikhov'a ve Rusya Bilimler Akademisi'nin ikinci Sorumlu Üyesi, Uluslararası Coğrafya Birliği Başkan Yardımcısı'na aittir.
Nikita Fedorovich Glazovsky ve Coğrafya Bilimleri Doktoru, Rusya Bilimler Akademisi Coğrafya Enstitüsü'nün önde gelen araştırmacısı Nikolai Nikolaevich Klyuev.

Kullanılmış nükleer yakıt nedir?

Kısacası bu, nükleer reaktörde çalışmış ve radyoaktif fisyon ürünleri içeren uranyumdur. Bu nedenle ışınlanmış veya yanmış nükleer yakıt olarak da adlandırılır. Genel kabul görmüş anlamda yakıt yanan şeydir, yani odun, kömür, petrol, gaz. Yanma, bir maddenin oksitleyici bir maddeyle (verilen örneklerde, oksijenli hidrokarbon bileşikleri) birleşmesi sonucu oluşan, yoğun ısı salınımıyla oluşan kimyasal bir reaksiyondur. Teknolojide fırınlarda, fırınlarda ve motorların yanma odalarında ısı üretmek için kullanılan yanmadır. Modern uygarlık esas olarak bu “ateş” enerjisine dayanmaktadır. Nükleer yakıt tamamen farklı bir şekilde yanar. Uranyum, kimyasal bir reaksiyon değil, fiziksel bir reaksiyon (fisyon) sonucunda ısı açığa çıkarır; bunun için ne oksijene ne de başka bir oksitleyici maddeye ihtiyaç vardır. Ağır bir uranyum-235 çekirdeğinin, yavaş bir nötronun soğurulmasıyla başlatılan her fisyon olayıyla, 2 ve bazen 3 daha hafif çekirdek ve birkaç hızlı nötron oluşur. Pozitif yüklü olan bu çekirdekler muazzam hızlarda uçup giderler. farklı taraflar ve çevredeki atomlarla çarpışarak kinetik enerjilerini onlara aktarırlar, yani maddeyi ısıtırlar. İki tür kullanılmış nükleer yakıt (SNF) vardır. Birincisi, silah kalitesinde plütonyum biriktirmek için endüstriyel bir reaktörde uzun süre ışınlanmış uranyum izotoplarının doğal bir karışımıdır. İkincisi, zenginleştirilmiş uranyumdan yapılmış yakıt çubukları (yakıt elemanları) içeren ve fisyon ürünlerinin birikmesi nedeniyle tükenmişliği teknolojik sınıra ulaşan güç reaktörlerinin yakıt düzenekleridir.

SNF her zaman üç bileşen içerir:
. Yanmamış uranyum
. Uranyum fisyon ürünleri
. Transuranik elementler

Harcanmış veya ışınlanmış nükleer yakıta genellikle nükleer reaktörde bulunan ve fisyon reaksiyonuna giren uranyum denir. Aslında kullanılmış nükleer yakıt, önemli miktarda yanmamış uranyumun yanı sıra çeşitli fisyon ürünleri de içerir. Kullanılmış nükleer yakıtın işlenmesindeki ana sorunlardan biri, bazılarının hala yararlı olabileceği ve bazılarının artık kullanıma uygun olmayan çeşitli maddelerin bir karışımı olmasıdır. Burada oldukça geniş bir tartışma alanı ortaya çıkıyor: Kullanılmış nükleer yakıt radyoaktif atık (RAW) olarak değerlendirilebilir mi, değerlendirilemez mi?

Kullanılmış nükleer yakıtın “taze” nükleer yakıttan farkı nedir?

“Taze”, nükleer yakıtın reaktöre yüklenmeden önceki halidir; kullanılmış nükleer yakıt aynı yakıttır ancak ışınlamadan sonradır. Kullanılmış nükleer yakıt ile "taze" yakıt arasındaki temel fark, biriken fisyon ürünlerinin neden olduğu muazzam radyoaktivitedir. “Taze” nükleer yakıt çok düşük radyoaktivite ile karakterize edilir. O kadar zayıf ki, dökme doğal uranyumdan blok üretirken personelin radyasyondan korunmasına gerek kalmıyor. Kurchatov Enstitümüzde, Avrupa ve Asya'daki ilk deneysel F-1 reaktörünü (bu arada, 1946'dan beri başarıyla faaliyet gösteren) ziyaret eden gezicilerin, herhangi bir radyasyon korkusu olmadan bu bloklardan birini ellerinde tutmalarına bile izin veriliyor. Doğru, uyarıyorlar: “Dikkat!” Ancak bu uyarının arkasında hemen hemen her misafirin beklediği kelime yerine “radyasyon!” “Düşürme!” olmalıdır. Yaklaşık 18 g/cm3 yoğunluğuyla avucunuza rahatça sığan küçük blok beklenmedik derecede büyüktür (35 mm çapında ve 100 mm yüksekliğinde ağırlığı 1,7 kg'dır). Ancak kullanılmış nükleer yakıt, tam tersine, nükleer yakıt döngüsündeki radyasyon açısından en tehlikeli nesnelerden biridir. Bir kişinin nükleer reaktörden boşaltılan kullanılmış yakıtın yakınında kısa süreli kalmasına bile kaçınılmaz olarak çok yüksek radyasyon dozları eşlik eder. Bu nedenle, kullanılmış nükleer yakıtla yapılan herhangi bir işlem, nüfuz eden iyonlaştırıcı radyasyona karşı güçlü koruyucu koruma kullanılarak yalnızca uzaktan gerçekleştirilir.

“Taze” ve kullanılmış nükleer yakıt arasında pek çok fark vardır. Ancak tartışılan konu bağlamında asıl mesele, reaktörde bulunmayan yakıtın elbette radyoaktiviteye sahip olması, ancak seviyesinin nispeten düşük olması gibi görünüyor. Çevreye ve insan sağlığına olan tehlikesi, radyoaktivitesi çok yüksek olan ve doğaya son derece ciddi zararlar verebilen, aynı zamanda insan sağlığına ve yaşamına doğrudan tehdit oluşturan kullanılmış nükleer yakıtla karşılaştırıldığında kıyaslanamayacak kadar küçüktür.

Burada, kullanılmış nükleer yakıtla uğraşırken çok tehlikeli bir maddeyle uğraştığımızı ve yeniden işlenmesi sırasında herhangi bir acil durumun veya teknoloji ihlalinin kaçınılmaz olarak en ağır sonuçlara yol açacağını vurgulamak gerekir. Bu nedenle kullanılmış nükleer yakıtın yurt dışından ithal edilmesinin tavsiye edilebilirliğine karar verirken ve bu işletmenin mali faydalarını değerlendirirken, herhangi bir acil durumda olası ekonomik kayıpların da dikkate alınması doğru olacaktır.

Tartışılan sorunun çok az dikkat çeken, çok beklenmedik bir yönü var. Bu, doğada hiç bulunmayan yeni izotopların ortaya çıkışıdır. Reaktörde bulunmayan “taze” uranyum yer kabuğunda bulunur. Biyosferin miktarındaki artışa veya azalmaya verdiği tepki genel olarak incelenmiştir. Ancak bir reaktörde meydana gelen nükleer füzyon sırasında, uranyum ötesi elementler ve sıradan maddelerin yapay izotopları ortaya çıkıyor - bence bu en çok büyük problemler nükleer enerji ve sadece bu değil. Modern insanlık, biyosferin, içinde hiç var olmayan elementler ve kimyasal bileşiklerle kirlenmesi sorunuyla tamamen karşı karşıyadır. Demek istediğimi açıklayayım: Daha önce buzla mücadele etmek için şehir sokaklarına tuz serpilirdi. Bu nedenle bitki örtüsü öldü, ancak bir bütün olarak biyosferde belirli bir kirlilik olmadı, çünkü hem sodyum hem de klor (sofra tuzu yapılır) yer kabuğunun en yaygın elementleri arasındadır. Bu maddelerin bir miktar yeniden dağıtımı genel olarak trajik değildir, ancak bu özel kamu bahçesi için çok olumsuz sonuçlara neden olabilir. Doğada son derece küçük miktarlarda bulunan tamamen yeni kimyasal elementlerin ve maddelerin birikmeye başlaması tamamen farklı bir konudur. Bu durumda ne olacağını kimse bilemez çünkü henüz ilgili deneyime sahip değiliz. Bana öyle geliyor ki, yeni izotoplar ve kimyasal bileşikler sorunu, son zamanlarda bilgimizin önemli ölçüde arttığı radyoaktif kirlenme sorunundan belki de daha ciddidir. Aynı zamanda, belirli bir maddenin iki aşamalı testinin yapılması bile çok pahalıdır; bu nedenle yeni ortaya çıkan bileşiklerin önemli bir kısmı, çevresel açıdan hiç değerlendirilmemektedir.

Kullanılmış yakıtın radyoaktif atıklardan (RAW) farkı nedir?

Her şeyden önce, SNF iki yararlı bileşeni içeren değerli bir üründür: yanmamış uranyum ve uranyum ötesi elementler. Ayrıca fisyon ürünleri, endüstride, tıpta ve ayrıca bilimsel araştırmalarda başarıyla kullanılabilen radyonüklitleri (radyoaktif izotoplar) içerir. En az iki yararlı bileşen, yanmamış uranyum ve plütonyum da dahil olmak üzere transuranyum elementleri, yararlı ve atık ürünlerin ayrılmamış bir karışımı olan kullanılmış nükleer yakıttan ayrıldıktan sonra, kalıntı özel bir tür radyoaktif atığa - yüksek spesifik aktiviteye - dönüştürülür. atık.

Nükleer bilim adamları, "harcanmış nükleer yakıt" kavramının "radyoaktif atık" kavramıyla karıştırılmamasını önermektedir. Prensip olarak bunun gerekçeleri
ayırma mevcuttur SNF, enerji üretimi de dahil olmak üzere yeniden kullanılabilen çeşitli elementler içerir. Atık, kullanılamayan bir şeydir. Ancak yine de bu kavramlar arasında çok ince bir çizgi olduğunu söylemek gerekir. Atıkların aynı doğal kaynaklar, ancak yanlış yerde, yanlış zamanda ve yanlış miktarda olduğu yönünde bir ifade var. “Atık” kavramı oldukça görecelidir ve birçok koşula bağlıdır. Yani atık ne kadar yararlı bileşen içerirse içersin, bunları çıkarmanın maliyeti çok yüksekse atık, atık olarak kalacaktır.

Ayrıca bazı reaktörlerin aslında atık üretmek, örneğin silahta kullanılabilir plütonyum üretmek için çalıştığını da söylemek gerekir. Bu tür reaktörlerde, daha sonra nükleer silahlarda kullanılabilecek izotoplar oluşturulur ve bu durumda enerji üretimi ikincil bir süreçtir ve asıl süreç atık üretimidir (nükleer silah üretimi durdurulursa). Nükleer silah üretimi devam ederse veya plütonyum nükleer santrallerde yakıt olarak kullanılırsa, bu tür reaktörlerin ürünleri otomatik olarak atık olmaktan çıkacaktır.

Kullanılmış nükleer yakıt yönetimi sorunu ne zaman ortaya çıktı?

Bu sorun, 1940'ların sonlarında yerli nükleer silahların yaratılması sırasında tüm gücüyle ortaya çıktı. Ülkemizin ilk yüksek kapasiteli radyokimya tesisinin (RCP) Urallar'da, Çelyabinsk-40 şehrinde, şu anda Mayak tesisi olarak bilinen 10 numaralı üssün tasarımı ve inşası sonucunda başarıyla çözüldü. Tesisin ilk görevi silah kalitesinde plütonyum elde etmekti, ancak farklı elementleri birbirinden ayıran kimyasal reaksiyon zincirinin tamamı, doğal olarak kullanılmış nükleer yakıtın plütonyum ile işlenmesi için uygundur. nükleer enerji santralleri. Diğer yerli kimya tesisleri, Tomsk-7 (SCC) ve Krasnoyarsk-26 (GCC) şehirlerindeki Sibirya ve Madencilik ve Kimya Kombinelerinde benzer bir şemaya göre faaliyet göstermektedir. Aynı sorun ABD, İngiltere, Fransa ve Çin'de RHZ tarafından çözüldü.

Yüksek bir olasılıkla, benzer düşük güçlü radyokimyasal tesislerin Hindistan ve Pakistan tarafından ulusal nükleer yükler için plütonyum elde etmek amacıyla kullanıldığı varsayılabilir. Şu anda, İrlanda iç denizinin kıyısında bulunan BNFL şirketinin (Sellafield) İngiliz RHZ'si ve İngiliz Kanalı'ndaki Cape Ag'deki Cogema şirketinin Fransız şirketi, yüksek verimlilikle öne çıkıyor.

Nükleer silah programları aşamalı olarak sona erdirildikçe ve nükleer enerji santrallerinin sayısı arttıkça, radyokimyasal tesisler giderek güç reaktörlerinden gelen kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesine yöneldi. Özellikle Chelyabinsk-40'taki ilk RHZ'miz bu amaçla modernize edildi ve o zamandan beri yeni "RT-1" adı verildi. Çökmeden önce inşa edildi Sovyetler Birliği ikinci tesis "RT-2" rafa kaldırıldı.

Amerika Birleşik Devletleri, stratejik bir devlet rezervi olarak kabul edilen derin bir federal kullanılmış yakıt depolama tesisinin inşasına başlayarak, 107 Amerikan nükleer santralinden boşaltılan ve boşaltılan nükleer yakıtın gecikmeli (50-70 yıl) imhası stratejisini seçti.

Nükleer silahların yaratılmasından kısa bir süre sonra, radyoaktif malzemelerin (kullanılmış nükleer yakıt ve radyoaktif atıklar) imha edilmesinde zorluklar ortaya çıktı. Dolayısıyla şu anda tartışılan sorun neredeyse altmış yıllıktır. Nükleer enerjinin korkunç bir şey olduğuna dair kamuoyu bilincinde bir klişe kök salmış durumda ve tabii ki,
zararlı.

Bu konuda akla şu düşünce geliyor: Genel anlamda teknolojik süreçlerin çoğu, doğal çevreyi nasıl etkileyeceği dikkate alınmadan geliştirildi. Ancak nükleer enerjinin yaratıldığı dönemde, nükleer endüstri tesislerinin oluşturduğu tehdidin farkındalığı ortaya çıktığında, güvenlik konularına büyük önem vermeye çalıştılar. Başka bir şey de, güvenlik hususlarının çoğu zaman (özellikle nükleer enerjinin ilk yıllarında) ekonomik ve politik çıkarlara feda edilmesidir. Ayrıca ikincil görünen en önemli konular başlangıçta düşünülmemişti.

Radyoaktif atıklar nasıl bertaraf edilir, kullanılmış nükleer yakıtla ne yapılır, eskimiş nükleer santraller sökülebilir mi, nükleer yakıt döngüsü nasıl kapatılır?

Tüm bu “uygunsuz” soruları dikkate almamayı ve çözümlerini daha sonraya ertelemeyi tercih ettiler. Harcanmış nükleer yakıt yönetimi sorunu artık pek çok açıdan çok ciddi çünkü on yıllardır birikiyor. Ve genel olarak yarını düşünmeden karar verme geleneği günümüze kadar gelmiştir.

Neden diğer ülkeler kullanılmış nükleer yakıtı yeniden işlemek için tesisler kurmuyor?

Nükleer santrallerden gelen kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi, nükleer enerji geliştiren tüm devletlerin açık geleceğidir. Nükleer yakıt döngüsünün (NFC) bu şekilde "kapatılması" birçok nedenden dolayı ekonomik olarak uygundur. Her şeyden önce, hem reaktörde yanmayan 235. uranyum izotopunun geri dönüşü nedeniyle hem de yeni nükleer yakıt - plütonyum oluşumunun bir sonucu olarak doğal uranyum ihtiyacı önemli ölçüde azalır (1/6 oranında). . Bu arada termal enerji kaynağı olarak 1 gram plütonyum yaklaşık 1 ton petrole eşdeğerdir. Yeniden işlenmiş kullanılmış yakıt, uranyum ve plütonyum oksit karışımına dayalı olanlar da dahil olmak üzere (MOX yakıtı olarak adlandırılan) yakıt elemanları üretmek için kullanılabilir. Ekonomik avantajlara ek olarak, nükleer yakıt çevriminin kapatılması, açık çevrimde son derece sıkı kontrol altında depolanması gereken plütonyumun "yanması" nedeniyle nükleer silahların yayılma riskini de azaltır. Dünyada yaklaşık 240 bin ton kullanılmış nükleer yakıt biriktirilmiş olmasına rağmen yalnızca 85 bin tonu yeniden işlenmiştir. Nükleer enerji geliştiren 30 ülkeden yalnızca Büyük Britanya, Fransa ve Rusya, nükleer santrallerden elde edilen kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi için RCP'ler inşa etmiş ve işletiyor. Bu aynı zamanda ekonomik nedenlerden de kaynaklanmaktadır, çünkü RCP'nin inşası yalnızca yıllık 1.500 ton kullanılmış yakıt verimliliğiyle ekonomik olarak mümkün olabilir ve bunun için yaklaşık 50 büyük nükleer santralin işletilmesi gerekir. Bu nedenle halihazırda elektriğin 1/3'ünü üreten 54 nükleer santrale sahip olan Japonya, RCP'nin inşaatına da başladı ve 2-3 yıl içinde devreye almayı planlıyor. Aynı zamanda, kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi ihtiyacı, birçok nükleer enerji santralinin sahiplerini bu işi üstlenmeye istekli girişimciler aramaya itmiştir. Ortaya çıkan niş, daha önce bahsedilen İngiliz ve Fransız radyokimya tesisleri tarafından dolduruldu. Onlarca yıldır, uzun vadeli sözleşmeler kapsamında Belçika, Almanya, İsviçre, Japonya ve diğer ülkelerdeki nükleer santrallerden kullanılmış yakıtı yeniden işliyorlar. Vazgeçilmez bir durum bu tür sözleşmeler, kullanılmış yakıtın daha önce listelenen üç bileşeninin tamamının (yüksek spesifik aktiviteli atıklar dahil) bu yakıtın ülke tedarikçisine iade edilmesini sağlar. Bu arada, daha önce imzalanan uluslararası anlaşmalara uygun olarak Rusya'nın, Bulgaristan, Macaristan, Doğu Almanya, Finlandiya, Çekoslovakya'da Sovyet tasarımlarına göre inşa edilen ve "taze" nükleer yakıtla yüklenen nükleer enerji santrallerinden gelen kullanılmış yakıtı da işlediğini not ediyoruz. SSCB ve Rusya'dan tedarik ediliyor. Şu anda Ermenistan, Bulgaristan ve Ukrayna'daki nükleer santrallerden kullanılmış yakıt için bu tür operasyonlar yürütülüyor. Nükleer çatışma eşiğinin düşürülmesine hem yurt içi hem de yurt dışındaki işleme tesisleri üzerindeki yükte bir azalma eşlik ediyor. Kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi için RKhZ'nin serbest bırakılan kapasitelerinin kullanılması tavsiye edilir. yabancı ülkeler. Rusya Federasyonu Atom Enerjisi Bakanlığı'nın artık yasada yer alan girişimi, bu oldukça karlı pazarda rakip olarak hareket etme girişimidir.

Gerçek şu ki, bir radyokimyasal işletmenin tasarımı, inşası ve işletilmesi ekonomik olarak yalnızca gelişmiş bağımsız nükleer enerjiye sahip devletler için haklıdır. Ayrıca radyokimya tesisi kurmaya karar veren bir ülkenin uygun teknolojilere ve yüksek nitelikli personele sahip olması gerekir. Rusya'da bunların hepsi var.

Bu nedenle yabancı kullanılmış nükleer yakıt ithalatına ilişkin yasayı "geçirmek" mümkün oldu. Ancak kaynağı tüm nükleer endüstri olan radyoaktivitede aslan payını radyokimyasal tesislerin oluşturduğunu da unutmamak gerekir. Ve bir başkasının kullanılmış nükleer yakıtını yeniden işlemeye karar verdikten sonra, radyoaktivitenin önemli bir bölümünü kendimize sakladığımızı anlamalıyız. Şu ana kadar Rusya'nın yanı sıra Fransa ve İngiltere'de de radyokimya tesisleri faaliyet gösteriyor. Amerika Birleşik Devletleri sözde ertelenmiş karara bağlı kalarak, kullanılmış nükleer yakıtını gelecekte yeniden işlemek veya nihai imhayı gerçekleştirmek için özel depolama tesislerinde saklamayı tercih ediyor. Japonya'da deneysel bir kullanılmış yakıt yeniden işleme tesisi var, ancak kapasitesi küçük ve bu ülke çoğunlukla Avrupalı ​​şirketlerin hizmetlerini kullanıyor.

Kullanılmış nükleer yakıt nasıl taşınır?

Plütonyumun nükleer patlayıcı olarak ayrıştırılması amacıyla Rus Kimya Fabrikası'nın inşasından bu yana var olan kullanılmış yakıtın taşınması sorunu, ilk nükleer santrallerin inşasından sonra daha da kötüleşti. Sonuçta, endüstriyel reaktörler ve RCP'ler aynı sahada veya birbirine yakın konumda bulunur (örneğin, Chelyabinsk-40'ta yalnızca 2 km ile ayrılırlar), nükleer santraller ise ciddi elektrik ihtiyacı olan bölgelerde ve birçok yerde inşa edilmiştir. RCP'lerden binlerce kilometre uzakta. Kullanılmış yakıtın nükleer santral alanlarından taşınması sırasında üç görevin çözülmesi gerekiyordu: Personelin ve halkın radyasyon güvenliğini sağlamak (acil durumlar dahil), kullanılmış yakıtın taşıma sırasında aşırı ısınmasını önlemek ve girişimlere karşı önlem almak. saldırganlar tarafından yakıt çalmak için. Bu, radyasyon yoğunluğunu kabul edilebilir sınırlara indiren, dökme demir, çelik ve beton gibi radyasyon emici malzemelerden yapılmış büyük koruyucu konteynerlerin ve özel konteyner trenlerinin geliştirilmesiyle başarılmıştır. Her yıl Rusya yollarından radyasyon tehlikesi taşıyan kargo taşıyan 30 araç geçiyor ve şu ana kadar tek bir kaza bile kaydedilmedi. Amerika Birleşik Devletleri'nde ağır hizmet römorkları öncelikle kullanılmış nükleer yakıt içeren konteynerlerin taşınması için kullanılıyor. Çoğu nükleer santralin kıyıda yer aldığı İsveç'te Baltık Denizi Bu amaçla özel gemiler tasarlanmış ve inşa edilmiştir. Kullanılmış yakıtın Japon nükleer santrallerinden Büyük Britanya ve Fransa'daki yeniden işleme tesislerine taşınması da deniz yoluyla gerçekleştirilmektedir. Kullanılmış nükleer yakıtın ve diğer yüksek seviyeli iyonlaştırıcı radyasyon kaynaklarının (özellikle kötü huylu hastalıkların radyoterapisinde kullanılanların) taşınmasıyla ilgili 50 yıl boyunca, radyasyonla sonuçlanan tek bir kaza vakası yaşanmadı. Dünyada bu tür milyonlarca taşıma zaten gerçekleştirildi.

Kullanılmış nükleer yakıtın hem ülkemizde hem de yurt dışında taşınması, özel demiryolu vagonlarının yanı sıra bu amaçlar için tasarlanmış deniz taşıtlarıyla da gerçekleştirilmektedir. Hem demiryolu hem de Nakliye SNF güvenlik kontrolü altında gerçekleştirilmelidir ve konteynerlerin kendisi ağır dış yüklere dayanabilir. Nükleer bilim adamları, kullanılmış nükleer yakıtın bu koşullar altında taşınmasının kesinlikle güvenli olduğunu ve herhangi bir olay yaşanmadığını iddia ediyor. Ancak bu alan kesinlikle gizlidir ve elimizde olduğunu söyleyemeyiz. tüm bilgiler bu konuda. Üstelik ışıkta son olaylar Dünyada terör tehdidi açısından bakıldığında, kullanılmış nükleer yakıtın taşınması elbette çok güvensiz bir girişim haline geliyor.

Söylenenlere, her halükarda radyoaktif atıkların taşınması sırasında kazaların meydana geldiğini ve bu taşımaya muhtemelen artan güvenlik önlemlerinin de eşlik ettiğini eklemek gerekir. Ve bir şey daha: Gizlilik rejimine rağmen tren ve gemi güzergahlarının periyodik olarak kamuya açık hale gelmesine “yeşil” protestoları izlerken tanık oluyoruz. Yani her ne kadar bizi aksi yönde ikna etmeye çalışsalar da, kullanılmış nükleer yakıtın taşınmasında elbette bir sorun var.

Kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi çevresel durumu nasıl tehdit eder?

Yerli radyokimya tesisinin faaliyete geçtiği ilk yıllardaki işletmesine, yalnızca personelin değil aynı zamanda çevrenin de aşırı radyasyona maruz kalması eşlik etti. Bu eşsiz sanayi kuruluşu için proje oluştururken hiçbir deneyime güvenmek mümkün değildi. Her ne kadar tesiste radyoaktif atık depolama tesisleri öngörülse ve inşa edilse de, özellikle işletmeye alındığı ilk dönemde çok sayıda acil durum, bunların hızla taşmasına neden oldu. Zaten 1949'da, RKhZ'nin tasarımı için referans şartlarında belirlenen hidrolik ağa, özellikle Techa Nehri'ne yapılan deşarjların temizlenmesi görevinin gündemden çıkarılması gerekiyordu, böyle bir sistemin oluşturulması, inşaatı önemli ölçüde geciktirdi. İlk Sovyet atom bombası için plütonyum elde etme çalışmaları. Minatom emektarlarından biri olan A.K. Kruglov, "SSCB Nükleer Endüstrisi Nasıl Yaratıldı" adlı kitabında şöyle yazıyor: "1949'un sonunda bir seçim yapmak gerekiyordu: ya plütonyum üretmeye devam edin ya da radyoaktif suyun Techa'ya boşaltılmasını durdurarak tesisi durdurun. Nehir. Karar alındı. Plütonyum üretimi devam etti. Özel bir komisyon, tesisin SSCB Sağlık Bakanlığı tarafından desteklenen, kapalı Karaçay Gölü'nü radyoaktif çözeltileri boşaltmak için kullanma önerisini onayladı. Nehir ve kıyı bölgesinin kirlenmesi nedeniyle Çelyabinsk ve Kurgan bölgelerinde nehir taşkın yatağı bölgesinde yaşayan 124 bin kişi radyasyona maruz kaldı. 28 bin kişi yüksek dozda radyasyon (170 rem'e kadar) aldı. 935 kronik radyasyon hastalığı vakası kaydedildi. 21 yerleşim yerinden yaklaşık 8 bin kişiyi yeniden yerleştirmek zorunda kaldık.”

Elbette bugünkü durum, ırk döneminin karakteristik özelliğinden çok uzaktır. nükleer silahlar. Üretilen atığın hacmini ve aktivitesini azaltmak, sıvıyı saflaştırmak ve gaz halindeki radyoaktif maddeleri yakalamak için yöntem ve araçların oluşturulması ve geliştirilmesi ve boşaltılan kullanılmış nükleer yakıtın depolama süresinin optimize edilmesine yönelik onlarca yıllık çalışma boşuna değildi. Şu anda, RKhZ'den gelen radyonüklid emisyonları ve deşarjları, Rusya Atom Enerjisi Bakanlığı'ndan bağımsız kontrol ve denetleyici kurumlar tarafından belirlenen izin verilen değerleri aşmamaktadır; otomatik radyometrik ve spektrometrik kontrol sistemleri, kabul edilemez deşarjların hızlı bir şekilde kesilmesini mümkün kılmaktadır. onları ek olarak oluşturulan depolama tesislerine yönlendirebilir veya tesisin verimliliğini azaltabilir. Krasnoyarsk Madencilik ve Kimyasal Kombine'de "ıslak" kullanılmış yakıt depolama tesisinin işletilmesi deneyimi, emisyonlarda yalnızca Cs-137'nin bulunduğunu ve konsantrasyonunun Rusya Sağlık Bakanlığı tarafından belirlenen izin verilen sınırdan 250 kat daha düşük olduğunu gösteriyor. uluslararası tavsiyelere uygun olarak. İngiltere ve Fransa'da, sıvı radyokimyasal atıkların denize boşaltılmaya devam edildiğini, bunun da yalnızca İrlanda Denizi ve Manş Denizi'ndeki deşarj sahalarının yakınında değil, aynı zamanda binlerce insan yapımı radyonüklid konsantrasyonunun artmasına yol açtığını da belirtmekte fayda var. kilometre uzakta. Özellikle, İngiliz radyokimya tesisinden yapılan deşarjlar, yarı ömürleri 28 ve 30 yıl olan Sr-90 ve Cs-137 gibi uzun ömürlü radyonüklitlerin Kuzey, Norveç, Barents, Kara ve hatta Kuzey'e girişinin ana kaynağıdır. Beyaz Deniz. Londra Sözleşmesine katılan ülkelerin aldığı karar doğrultusunda 2018 yılına kadar denizlere bu tür boşaltımların durdurulması planlanıyor. Ülkemizde sıvı radyoaktif atıkların (çoğunlukla nükleer denizaltıların işletilmesinden kaynaklanan) boşaltılması 1993 yılında durdurulmuştur.

Kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesinde radyoekolojik sorunlar modern teknolojiler ve birikmiş deneyim temel olarak çözüldü. Tabii ki, yukarıdakiler, özellikle Mayak tesisi yakınındaki, özellikle Karaçay Gölü ve 1986'da Çernobil nükleer santralindeki kazadan etkilenen Techa rezervuarları ve bölgeleri gibi radyoaktif olarak kirlenmiş alanların rehabilitasyonu gibi zor bir görev için geçerli değildir. Bu, uzun yıllar süren bir çalışma ve milyarlarca dolarlık maliyet gerektirecektir. Ölçeklerini değerlendirmek için Amerika Birleşik Devletleri'nde benzer işler için yılda 2 milyar dolar tahsis edildiğini belirtmekte fayda var. Yakın zamanda kabul edilen “Özel Çevre Programları Hakkında Kanun” uyarınca, Minatom'un harcanan atıkların yeniden işlenmesinden elde ettiği fonlar, daha önce ulusal ekonomide kullanımdan çekilen geniş bölgelerin rehabilitasyonu ve normal hayata döndürülmesi amacıyla kullanılmaktadır. Yabancı nükleer santrallerden elde edilen nükleer yakıt kullanılacak. Ülkemizde ve yurt dışında biriken tecrübelere dayanarak yapılan tahminlere göre 20 bin ton kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenip depolanması, RKhZ personelinin ve en yakın bölge nüfusunun radyasyon dozunda sadece 1 oranında artışa yol açmaktadır. alınanlarla karşılaştırıldığında % doğal Kaynaklar radyasyon (bu ilave, tıbbi kurumlarda yıllık olarak aldığımız radyasyondan 10 kat daha azdır). Günümüzde kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi, nükleer kimya işletmelerindeki personelin ve ülke nüfusunun aşırı radyasyona maruz kalmasına neden olmamaktadır.

Bu kadar ciddi ve tehlikeli endüstrilerin değerlendirmesi tasarım aşamasında yapılmalıdır. Daha önce en etkili ve gerçekçi kurum Çevre İhtisas Enstitüsü idi. Ne yazık ki, artık devlet uzmanlığının konumu büyük ölçüde kaybedilmiş durumda ve çevresel açıdan sağlıksız projelerin önemli bir kısmı yine de hayata geçiriliyor. Bu nedenle, kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi döngüsünün tamamının sıkı çevresel kontrol altında olduğuna dair bir güven yoktur. Yakın zamanda kabul edilen ve kullanılmış nükleer yakıtın radyokimya tesislerimizde yurt dışından ithal edilmesine ve yeniden işlenmesine izin veren yasadan bahsedersek, o zaman bu kararın alındığı acele ve atmosferin, bu kararın çevresel kusursuzluğuna olan güvenimizi artırmadığına inanıyorum. .

Bu kanun tartışılırken ülkemizde nasıl uygulanacağı konuşuldu. bu projenin birçok çevre sorununun çözülmesine yardımcı olacak önemli fonlar alacak. Ancak şu ana kadar ne harcanan nükleer yakıt ne de yurt dışından para geldi, yani bunun gerçekte nasıl uygulanacağı kabul edilen yasa pratikte imkansızdır. Şu anda işlenmek üzere gelen yakıt, yurt dışında kurulan nükleer santrallere sağladığımız ve işlendikten sonra geri almak zorunda olduğumuz uranyumdur. Dolayısıyla bugün elimizde “nükleer” para yok ve dolayısıyla bu fonlarla çevre sorunlarının çözümünden bahsetmeye gerek yok. Her ne kadar Rusya'nın çok sayıda rekabetçi "yüksek" dünya standartlarında teknolojiye sahip olmadığı gerçeği göz ardı edilemez. SNF yeniden işleme teknolojisi bunlardan biridir. Radyokimyasal üretimi de içeren nükleer yakıt çevrimi üretiminin geliştirilmesi, tüm toplumun teknolojik kültürünü zenginleştirir çünkü yeni malzemeler, yüksek vasıflı uzmanlar vb. gerektirir. Rusya nükleer bir güçtür (burada bunun iyi mi kötü mü olduğuna dair bir değerlendirme yoktur, bu bir gerçektir), toplam faaliyeti 4 milyar Ku'dan (Curiy) fazla olan radyoaktif maddeler biriktirdik. Eğer bu maddeleri işlemeyi ve kullanmayı öğrenmezsek, bu maddelerin davranışlarının binlerce yıl boyunca kontrol edilmesi gerekecektir. Sırf bu nedenle Rusya nükleer enerjiye sıkı sıkıya bağlı. Bu nedenle, ülkenin nükleer enerji potansiyelinin korunması gerekmektedir (her ne kadar kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi yoluyla olmasa da).

Kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesine ilişkin beklentiler nelerdir?

Elbette nükleer silahlanma yarışı sırasında kullanılmış nükleer yakıt siyasi, hatta jeopolitik nedenlerle yeniden işlendi; RKhZ olmasaydı ülkemiz Soğuk Savaş'ta ABD ile stratejik eşitliği sağlayamazdı. İlk Sovyet atom bombasını üretme ve test etme görevinin olağanüstü kısa sürede tamamlanması, zorunlu kararları da beraberinde getirdi. Bunlardan biri, yerli kimya tesisi personeline aşırı yüksek radyasyon dozlarıdır. 1990'larda yayınlanan verilere göre (o zamana kadar gizliydi), o zamanlar izin verilen yılda 30 rem sınırıyla, 1948-1958'deki bireysel dozlar şunlardı: dozimetristler için - yaklaşık 150 rem, teknolojik atölyelerin ana personeli için - 170 ila 270 rem. İkinci değer, profesyoneller için mevcut izin verilen radyasyon maruziyetinden 100 kat daha yüksektir! Bu kadar yüksek düzeyde radyasyon insanların sağlığını etkilemekten başka bir şey yapamazdı. 3.444 RHZ çalışanına radyasyon hastalıkları teşhisi konuldu. Neyse ki bu karanlık sayfalar artık çok geride kaldı. Teknoloji geliştikçe, otomatik kontrol ve koruma araçları, dozimetri ve radyasyon güvenliği sistemleri geliştikçe, kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi sırasındaki çalışma koşulları, sağlık açısından endişe yaratmayan kabul edilebilir seviyelere yaklaştı.

Kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesini iyileştirmeye yönelik daha fazla çalışma devam etmektedir. Özel dikkat bu alanda atıkların toplam aktivitesinin azaltılmasına yönelik yöntemlere dikkat edilmektedir. Burada umut verici bir yöntem, ek ışınlama ve uzun ömürlü radyonüklitlerin daha kısa ömürlü olanlara dönüştürülmesi (transmutasyonu) yoluyla zararlı bileşenleri "yakmak" gibi görünüyor. Çok yıllı programlar kapsamındaki bu tür araştırma çalışmaları, SNF ve Radyoaktif Atık Yönetimi Federal Hedef Programı çerçevesinde Fransa, Japonya ve Rusya'da yürütülmektedir. Uzun yıllardır paslanmaz çelik tanklarda saklanan yüksek spesifik aktiviteli sıvı atıkların (HLWW) katılaştırılmasına yönelik yöntemler de daha az ilgi görmemektedir. Sıvı OVUA'lar artık hem ülkemizde hem de yurt dışında etkili bir şekilde vitrifiye ediliyor ve bu, uzun ömürlü radyonüklidlerin geçici depolama tesislerinden göçü tehlikesini büyük ölçüde azaltıyor. Kurchatov Enstitüsü, MosNPO Radon ile birlikte, radyoaktif atıkların plazmayla işlenmesi için hacmini (ancak aktivitesini değil!) keskin bir şekilde azaltan ve sonraki depolama maliyetini önemli ölçüde azaltan bir yöntem oluşturdu. Kimyasal reaktörlerin korozyona karşı korunması ve bunların dekontaminasyonu için yeni yöntemler de geliştirilmekte, gazları ve aerosolleri (özellikle radyoaktif iyot) yakalama yöntemleri geliştirilmekte ve kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi için florür teknolojisinin olanakları, oluşumunu neredeyse tamamen ortadan kaldırmaktadır. Sıvı radyoaktif atıklar üzerinde çalışılıyor. Radyoaktif maddelerin çevreye emisyonları ve deşarjları azalır.

Bana göre, kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesine ilişkin beklentiler çok önemli birkaç sorunun cevabına bağlıdır. Bunlardan en önemlilerinden biri, hem kendini yeniden işlemenin hem de bir bütün olarak nükleer endüstrinin ne kadar uygun maliyetli olduğudur. Basitçe söylemek gerekirse, saha geliştirmeden radyoaktif malzemelerin işlenmesi ve imhasına kadar tüm üretim döngüsünün maliyeti ne kadardır? Ne yazık ki böyle güvenilir bir veri yok. Bugün elimizde olan rakamların tamamı oldukça eksik ve bazı durumlarda da sahtedir. Bir nükleer santralin gerçek işletme maliyetini hesaplarsak, çoğu durumda bunun karlı bir üretim olduğu ortaya çıkar. Sorun, nükleer yakıt döngüsünün tamamının hesaplanmamış olmasıdır. Ve mevcut hesaplamalar, hemen hemen tüm elektrik üretimi türlerinin yaklaşık olarak aynı maliyetleri gerektirdiğini göstermektedir. Son zamanlarda rüzgar ve güneş enerjisi kurulumları bile karlılığa önemli ölçüde yaklaştırıldı. Ve burada nükleer enerjinin daha da gelişmesi riskini değerlendirme sorunu ortaya çıkıyor.

Yaklaşık her yüzyılda bir nükleer santrallerde meydana gelebilecek ciddi bir kaza ihtimaline hazırlıklıysak, böyle bir riski bilinçli olarak kabul etmiş oluruz.

Böylece nükleer enerjinin bir diğer önemli konusuna, sanayinin güvenliğine gelmiş olduk. Kullanılmış nükleer yakıtı nasıl işlersek işleyelim, yine de aşırı yüksek radyoaktivite nedeniyle çok güvenli bir şekilde saklanması gereken belirli miktarda madde üretir. Örneğin birçok nükleer santraldeki sıvı atık depolama tesisleri dolmaya yakın durumda. Kursk Nükleer Santrali'nde durum en kötü; sıvı atık için neredeyse hiç yer kalmadı. Bu nedenle öncelikle nükleer endüstrinin kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi ve atıkların bertaraf edilmesine yönelik bir stratejisinin olup olmadığını anlamak gerekir. Şu ana kadar bu kadar net, son derece net bir strateji görünmüyor. Her halükarda günümüzde kullanılan gömme yöntemleri oldukça tehlikelidir. Ve şimdi kendimiz için olmasa da torunlarımız için bir saatli bomba yerleştiriyoruz. Sonuç olarak, kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesine ilişkin beklentiler, nükleer enerjinin ekonomik verimliliğine, bu endüstrinin oluşturduğu kabul edilebilir risk derecesinin doğru değerlendirilmesine ve radyoaktif atıkların güvenli bir şekilde imha edilme olasılığına bağlıdır. Tüm bunları dikkate alarak enerji üretiminin öncelikli yöntemine karar vermeniz gerekiyor. Nükleer enerjinin bu kadar öncelik haline gelip gelmeyeceği büyük bir sorudur. Ancak elbette böyle bir karar bir gecede verilemez ve verilmemelidir. Üstelik tartışmak için de zaman var. Sonuçta tek başına kanıtlanmış petrol rezervleri yaklaşık 100 yıl, gaz 70x150, kömür ise 500 yıl dayanacaktır; tabii enerji tüketiminde ciddi bir artış olmadığı sürece. Kesinlikle ikna olduğum şey, yeni enerji kaynakları arayışını yoğunlaştırmanın ve enerji tasarrufu sağlayan teknolojiler geliştirmenin hayati önem taşıdığıdır. Rusya için yakın gelecekte enerji tasarrufu asıl görevdir. Sonuçta, enerji joulü başına parasal açıdan ne kadar GSYİH'nin (gayri safi yurtiçi hasıla) üretildiğini hesaplarsanız, Rusya'da bu rakamın Batı Avrupa'ya göre 6x7 kat daha az olduğu, yani verimliliğin çok düşük olduğu ve Buradaki rezervler çok büyük.

Saflıktan bahsedersek teknik taraf Soru, bugün kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi alanında temelde yeni ve kanıtlanmış teknolojilerin bulunmadığını kabul etmemiz gerekir. Bazı ülkelerde, radyasyonun etkisi altında uzun ömürlü radyonüklitlerin daha güvenli kabul edilebilecek kısa ömürlü olanlara dönüştürülmesini mümkün kılan tamamen yeni bir "dönüşüm" teknolojisi geliştirilmeye başlanmaktadır. Son zamanlarda aktif olarak tartışılan kapalı çevrimin oluşturulması, harcanan yakıtın enerji taşıyıcısı olarak yeniden kullanılması durumunda en çekici görünmektedir. Yine de nükleer yakıt döngüsünü tamamen kapatmak mümkün değildir ancak atık miktarını en aza indirmek mümkündür ve bu öncelikli görevdir. Ve burada bu faaliyetlerin maddi maliyetleri sorunu ortaya çıkıyor: Bu maliyetler nükleer enerji kullanımından elde edilen faydaları aşacak mı?

Tehlike sınıfları 1'den 5'e kadar olan atıkların uzaklaştırılması, işlenmesi ve bertaraf edilmesi

Rusya'nın tüm bölgeleriyle çalışıyoruz. Geçerli lisans. Tam bir kapanış belgeleri seti. Bireysel yaklaşım müşteriye ve esnek fiyatlandırma politikasına.

Bu formu kullanarak hizmet talebinde bulunabilir, ticari teklif talep edebilir veya uzmanlarımızdan ücretsiz danışmanlık alabilirsiniz.

Göndermek

20. yüzyılda ideal enerji kaynağına yönelik aralıksız arayışlar sona ermiş gibi görünüyordu. Bu kaynak, atomların çekirdekleri ve bunlarda meydana gelen reaksiyonlardı - nükleer silahların aktif gelişimi ve nükleer santrallerin inşası tüm dünyada başladı.

Ancak gezegen hızla nükleer atıkların işlenmesi ve yok edilmesi sorunuyla karşı karşıya kaldı. Enerji nükleer reaktörler tıpkı bu endüstrinin atıkları gibi pek çok tehlike taşıyor. Alanın kendisi aktif olarak gelişirken, şimdiye kadar kapsamlı bir şekilde geliştirilmiş bir işleme teknolojisi bulunmuyor. Bu nedenle güvenlik öncelikle uygun imhaya bağlıdır.

Tanım

Nükleer atık belirli radyoaktif izotopları içerir kimyasal elementler. Rusya'da, 170 sayılı “Atom Enerjisinin Kullanımına İlişkin” Federal Kanun'da (21 Kasım 1995 tarihli) verilen tanıma göre, bu tür atıkların daha fazla kullanılması öngörülmemektedir.

Malzemelerin ana tehlikesi, canlı bir organizma üzerinde zararlı etkiye sahip olan devasa dozlarda radyasyonun yayılmasıdır. Radyoaktif maruziyetin sonuçları arasında genetik bozukluklar, radyasyon hastalığı ve ölüm yer alır.

Sınıflandırma haritası

Rusya'daki nükleer malzemelerin ana kaynağı nükleer enerji sektörü ve askeri gelişmelerdir. Tüm nükleer atıkların, fizik derslerinden aşina olduğu üç derecelik radyasyonu vardır:

• Alfa - yayılıyor.
• Beta yayan.
• Gama - yayılıyor.

İlki, diğer ikisinden farklı olarak tehlikeli olmayan düzeyde radyasyon ürettikleri için en zararsız olarak kabul edilir. Doğru, bu onların en tehlikeli atık sınıfına girmelerini engellemez.


Genel olarak, Rusya'daki nükleer atıkların sınıflandırma haritası onu üç türe ayırıyor:

1. Katı nükleer enkaz. Buna enerji sektöründeki büyük miktarda bakım malzemeleri, personel kıyafetleri ve çalışma sırasında biriken çöpler de dahildir. Bu tür atıklar fırınlarda yakılıyor, ardından küller özel bir çimento karışımıyla karıştırılıyor. Varillere dökülür, mühürlenir ve depoya gönderilir. Cenaze töreni aşağıda ayrıntılı olarak anlatılmaktadır.
2. Sıvı. Nükleer reaktörlerin çalışması teknolojik çözümler kullanılmadan mümkün değildir. Buna ek olarak, özel giysilerin işlenmesinde ve çalışanların yıkanmasında kullanılan su da buna dahildir. Sıvılar iyice buharlaştırılır ve ardından gömme gerçekleşir. Sıvı atıklar sıklıkla geri dönüştürülüyor ve nükleer reaktörlerde yakıt olarak kullanılıyor.
3. İşletmedeki reaktörlerin tasarımı, nakliye ve teknik kontrollerin unsurları ayrı bir grup oluşturur. Bunların imhası en pahalı olanıdır. Bugün iki seçenek var: lahitin yerleştirilmesi veya kısmi dekontaminasyonla sökülmesi ve ayrıca gömülmek üzere depoya gönderilmesi.

Rusya'daki nükleer atık haritası aynı zamanda düşük seviyeli ve yüksek seviyeli olanları da tanımlıyor:

• Düşük seviyeli atık - tıbbi kurumların, enstitülerin ve araştırma merkezlerinin faaliyetleri sırasında ortaya çıkar. Burada kimyasal testleri gerçekleştirmek için radyoaktif maddeler kullanılıyor. Bu malzemelerin yaydığı radyasyon seviyesi çok düşüktür. Uygun şekilde bertaraf edilmesi, tehlikeli atıkları yaklaşık birkaç hafta içinde normal atık haline getirebilir ve daha sonra normal atık olarak bertaraf edilebilir.
• Yüksek düzeyde atık, reaktör yakıtı ve askeri sanayide nükleer silah geliştirmek için kullanılan malzemelerdir. İstasyonlardaki yakıt, radyoaktif madde içeren özel çubuklardan oluşuyor. Reaktör yaklaşık 12 - 18 ay kadar çalışır ve bu sürenin sonunda yakıtın değiştirilmesi gerekir. Atıkların hacmi çok büyüktür. Ve bu rakam nükleer enerji sektörünü geliştiren tüm ülkelerde artıyor. Çevre ve insanlar için felaketi önlemek amacıyla yüksek seviyeli atıkların bertaraf edilmesinde tüm nüanslar dikkate alınmalıdır.

Geri dönüşüm ve imha

Açık şu an Nükleer atıkların bertaraf edilmesi için çeşitli yöntemler bulunmaktadır. Hepsinin avantajları ve dezavantajları var ama neresinden bakarsanız bakın radyoaktif maruz kalma tehlikesinden tamamen kurtulmanıza izin vermiyorlar.

Cenaze

Atık bertarafı, özellikle Rusya'da aktif olarak kullanılan en umut verici bertaraf yöntemidir. İlk olarak atığın vitrifikasyonu veya “vitrifikasyonu” işlemi gerçekleşir. Harcanan madde kalsine edilir, ardından karışıma kuvars eklenir ve bu "sıvı cam" özel silindirik çelik kalıplara dökülür. Ortaya çıkan cam malzemenin suya karşı dayanıklı olması, radyoaktif elementlerin çevreye girme olasılığını azaltıyor.

Bitmiş silindirler demlenir ve iyice yıkanır, en ufak kirlilikten kurtulur. Daha sonra çok uzun bir süre depoya gönderilirler. Depolama tesisinin zarar görmemesi için depolama tesisi jeolojik açıdan stabil alanlarda konumlandırılmaktadır.

Jeolojik bertaraf, atıkların uzun süre bakım gerektirmeyecek şekilde 300 metreden daha derinde gerçekleştirilmektedir.

Yanan

Yukarıda bahsedildiği gibi bazı nükleer maddeler, enerji sektöründe üretimin doğrudan sonucu ve bir tür yan ürün atığıdır. Bunlar üretim sırasında radyasyona maruz kalan malzemelerdir: atık kağıt, ahşap, giyim, evsel atıklar.

Bütün bunlar, seviyesini en aza indirmek için özel olarak tasarlanmış fırınlarda yakılır. zehirli maddeler atmosferde. Diğer atıkların yanı sıra kül de çimentolanmıştır.

Çimentolama

Rusya'da nükleer atıkların çimentolanarak bertaraf edilmesi (yöntemlerden biri) en yaygın uygulamalardan biridir. Buradaki fikir, ışınlanmış malzemeleri ve radyoaktif elementleri özel kaplara yerleştirmek ve daha sonra bu kapların özel bir solüsyonla doldurulmasını sağlamaktır. Böyle bir çözümün bileşimi, bütün bir kimyasal elementler kokteyli içerir.

Sonuç olarak pratikte etkilenmez dış ortam Bu da neredeyse sınırsız bir süre elde etmenizi sağlar. Ancak böyle bir cenaze töreninin yalnızca orta tehlike seviyesindeki atıkların bertarafı için mümkün olduğuna dair bir rezervasyon yaptırmaya değer.

Fok

Atık hacminin bertaraf edilmesini ve azaltılmasını amaçlayan uzun süredir devam eden ve oldukça güvenilir bir uygulama. Temel yakıt malzemelerinin işlenmesinde kullanılmaz ancak diğer düşük tehlikeli atıkların işlenmesinde kullanılabilir. Bu teknolojide düşük basınç kuvvetine sahip hidrolik ve pnömatik presler kullanılır.

Yeniden kullan

Radyoaktif maddelerin enerji alanında kullanımı bu maddelerin spesifik aktivitesinden dolayı tam anlamıyla gerçekleşmemektedir. Zamanını harcayan atıklar hâlâ reaktörler için potansiyel bir enerji kaynağı olmaya devam ediyor.

Modern dünyada ve özellikle Rusya'da enerji kaynaklarıyla ilgili durum oldukça ciddidir ve bu nedenle yeniden kullanma Nükleer malzemelerin reaktörler için yakıt olarak kullanılması artık imkânsız görünmüyor.

Günümüzde harcanan hammaddelerin enerji uygulamalarında kullanılmasını mümkün kılan yöntemler bulunmaktadır. Atıklarda bulunan radyoizotoplar gıda işlemede ve termoelektrik reaktörleri çalıştırmak için “pil” olarak kullanılıyor.

Ancak teknoloji hâlâ gelişme aşamasında ve ideal bir işleme yöntemi bulunamadı. Ancak nükleer atıkların işlenmesi ve imhası, bu tür atıkların reaktörlerde yakıt olarak kullanılması sorununu kısmen çözebilir.

Ne yazık ki Rusya'da nükleer atıklardan kurtulmanın böyle bir yöntemi pratikte geliştirilmiyor.

Birimler

Rusya'da, dünya genelinde bertaraf edilmek üzere gönderilen nükleer atık miktarı yılda onbinlerce metreküpe ulaşıyor. Avrupa'daki depolama tesisleri her yıl yaklaşık 45 bin metreküp atık kabul ederken, Amerika Birleşik Devletleri'nde bu hacmi yalnızca Nevada eyaletindeki bir çöp sahası emiyor.

Nükleer atıklar ve bununla ilgili yurt dışında ve Rusya'da yapılan çalışmalar, yüksek kaliteli teknoloji ve ekipmanlarla donatılmış uzman kuruluşların faaliyetleridir. İşletmelerde atık ortaya çıkıyor çeşitli şekillerde yukarıda açıklanan işleme. Sonuç olarak hacmi azaltmak, tehlike düzeyini azaltmak, hatta enerji sektöründeki bazı atıkların nükleer reaktörlerde yakıt olarak kullanılması mümkün.

Huzurlu atom, her şeyin o kadar basit olmadığını uzun zamandır kanıtladı. Enerji sektörü gelişiyor ve gelişmeye devam edecek. Aynı şey hakkında da söylenebilir askeri küre. Ancak bazen diğer atıkların emisyonunu göz ardı edersek, uygunsuz şekilde bertaraf edilen nükleer atıklar tüm insanlık için tam bir felakete neden olabilir. Dolayısıyla bu sorun çok geç olmadan erken bir çözüm gerektiriyor.

Başlangıçta, kullanılmış yakıt yalnızca nükleer silah üretimi için plütonyumun çıkarılması amacıyla yeniden işleniyordu. Şu anda silah kalitesinde plütonyum üretimi fiilen durduruldu. Daha sonra, güç reaktörlerinden gelen yakıtın yeniden işlenmesi ihtiyacı ortaya çıktı. Güç reaktörlerinden gelen yakıtın yeniden işlenmesinin hedeflerinden biri, MOX yakıtının bir parçası olarak veya kapalı bir yakıt döngüsünün (CFC) uygulanması da dahil olmak üzere, güç reaktörü yakıtı olarak yeniden kullanmaktır. 2025 yılına kadar, hem birikmiş yakıt hem de mevcut ve planlanan nükleer santrallerden boşaltılan kullanılmış yakıt sorununu çözme fırsatı sağlayacak büyük ölçekli bir radyokimyasal yeniden işleme tesisinin oluşturulması planlanıyor. Zheleznogorsk Madencilik ve Kimyasal Kombinesinin hem deneysel gösteri merkezinde (ODC) hem de basınçlı su gücü reaktörleri VVER-1000'den ve kanal tipi reaktörler RBMK-1000'den gelen atıkların çoğunu büyük ölçekli kullanılmış yakıt üretiminde yeniden işlemesi bekleniyor. Rejenerasyon ürünleri nükleer yakıt döngüsünde, uranyum - termal nötron reaktörleri için yakıt üretiminde, plütonyum (neptunyum ile birlikte) - nükleer yakıtın etkili bir şekilde kapatılması olasılığını sağlayan nötronik özelliklere sahip hızlı nötron reaktörleri için kullanılacaktır. döngü. Aynı zamanda, RBMK kullanılmış yakıtının yeniden işleme oranı, nükleer yakıt döngüsündeki yenilenme ürünlerine (hem uranyum hem de plütonyum) olan talebe bağlı olacaktır. Benzer yaklaşımlar, Kasım 2011'de onaylanan “2011-2020 ve 2030'a kadar olan dönem için altyapının oluşturulması ve kullanılmış nükleer yakıtın yönetimine ilişkin Program”ın temelini oluşturdu.

Rusya'da 1948'de kurulan Mayak Üretim Derneği, kullanılmış nükleer yakıtı yeniden işleyebilen ilk kuruluş olarak kabul ediliyor. Rusya'daki diğer büyük radyokimyasal tesisler Sibirya Kimyasal Kombinesi ve Zheleznogorsk Madencilik ve Kimyasal Kombinesidir. Büyük radyokimyasal üretim tesisleri İngiltere'de (Sellafield tesisi), Fransa'da (Cogema tesisi) faaliyet göstermektedir. (İngilizce) Rusça) ); Japonya'da (Rokkasho, 2010'lar), Çin'de (Lanzhou, 2020), Krasnoyarsk-26'da (RT-2, 2020'lerde) üretim planlanıyor. ABD, reaktörlerden boşaltılan yakıtın toplu olarak yeniden işlenmesini bıraktı ve onu özel depolama tesislerinde depoluyor.

Teknolojiler

Nükleer yakıt çoğunlukla zirkonyum alaşımından veya çelikten yapılmış, genellikle yakıt elemanı (yakıt elemanı) olarak adlandırılan kapalı bir kaptır. İçlerindeki uranyum, küçük oksit topakları veya (çok daha az yaygın olarak) uranyum nitrür gibi diğer ısıya dayanıklı uranyum bileşikleri formundadır. Uranyumun bozunması, gaz halindekiler de dahil olmak üzere diğer kimyasal elementlerin birçok kararsız izotopunu üretir. Güvenlik gereklilikleri, yakıt çubuğunun kullanım ömrü boyunca sızdırmazlığını düzenler ve tüm bu ayrışma ürünleri yakıt çubuğunun içinde kalır. Çürüme ürünlerine ek olarak, reaktörde üretilen önemli miktarda uranyum-238, az miktarda yanmamış uranyum-235 ve plütonyum kalır.

Yeniden işlemenin amacı, kullanılmış nükleer yakıtın radyasyon tehlikesini en aza indirmek, kullanılmayan bileşenleri güvenli bir şekilde imha etmek ve nükleer yakıtı izole etmektir. yararlı malzeme ve sürekli kullanımlarını sağlamak. Bunun için en sık kimyasal ayırma yöntemleri kullanılır. En basit yöntemlerçözeltiler halinde yeniden işleniyor, ancak bu yöntemler en büyük miktarda sıvı radyoaktif atık üretiyor, dolayısıyla bu tür yöntemler yalnızca nükleer çağın başlangıcında popülerdi. Günümüzde atık miktarını, tercihen katı atık miktarını en aza indirecek yöntemler aranmaktadır. Vitrifikasyon yoluyla imha edilmeleri daha kolaydır.

Kullanılmış nükleer yakıtın (SNF) yeniden işlenmesine yönelik tüm modern teknolojik planlar, çoğunlukla ortak bir ekstrakttan plütonyumun indirgeyici bir şekilde yeniden ekstraksiyonundan oluşan Purex işlemi (İngiliz Pu U Geri Kazanım Ekstraksiyonundan) adı verilen ekstraksiyon işlemlerine dayanmaktadır. uranyum ve fisyon ürünleri ile. Spesifik işleme şemaları, kullanılan reaktif seti, bireysel teknolojik aşamaların sırası ve donanım tasarımı bakımından farklılık gösterir.

Yeniden işleme sırasında izole edilen plütonyum, uranyum oksitle karıştırıldığında yakıt olarak kullanılabilir. Yakıt olarak, yeterince uzun bir kampanyanın ardından plütonyumun neredeyse üçte ikisi Pu-239 ve Pu-241 izotoplarından oluşuyor ve yaklaşık üçte biri de Pu-240'tan oluşuyor ve bu da onu güvenilir ve öngörülebilir nükleer silahlar yapmak için kullanılamaz hale getiriyor ( 240 izotopu kirleticidir).

Notlar

1. Güvenli Tehlike (Rusça). Dünya çapında. vokrugsveta.ru (2003, Temmuz). Erişim tarihi: 4 Aralık 2013.
2. AV. Balihin. Kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesine yönelik yöntemlerin geliştirilmesine yönelik durum ve beklentiler üzerine. (Rusça) // Mineral hammaddelerin entegre kullanımı. - 2018. - 1 numara. - s.71-87. -ISSN 2224-5243.
3. Guardian'dan infografik (flash)
4. Yeniden işleme tesisleri, dünya çapında // Avrupa Nükleer Topluluğu
5. Kullanılmış Nükleer Yakıtın İşlenmesi // Dünya Nükleer Birliği, 2013: “Dünya ticari yeniden işleme kapasitesi”
6. Kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesindeki durum ve eğilimler // IAEA -TECDOC-1467, Eylül 2005 sayfa 52 Tablo I Türkiye'deki geçmiş, mevcut ve planlanan yeniden işleme kapasiteleri Dünya
7. ABD kullanılmış nükleer yakıtı yeniden işlemek istiyor, “Uzman” No. 11 (505) (20 Mart 2006). Erişim tarihi: 4 Aralık 2013. “.. Fransa, Rusya ve Almanya'nın aksine .. ABD .. onu bugüne kadar 10 bin tondan fazla ışınlanmış yakıtın biriktiği Nevada'daki Las Vegas'taki oyun merkezinin yakınına gömmeyi tercih etti "
8. LWR'lerde plütonyum "yanıyor"(İngilizce) (kullanılamayan bağlantı). - "Şu anda yeniden işlenmiş plütonyum (yakıt tüketimi 35-40 MWd/kg HM) yaklaşık %65 oranında bölünebilir içeriğe sahiptir, geri kalanı esas olarak Pu-240'tır." Erişim tarihi: 5 Aralık 2013. 13 Ocak 2012'de arşivlendi.
9. MOX FUEL'İN YAYILMAYI ÖNLEME PROGRAMLARINDAN PERFORMANSI. - 2011 Su Reaktörü Yakıt Performans Toplantısı Chengdu, Çin, Eylül 2011. 11-14, 2011.