Нуклеарната енергија се состои од голем број претпријатија за различни намени. Суровините за оваа индустрија се ископуваат од рудниците за ураниум. Потоа се доставува до погоните за производство на гориво.
Горивото потоа се транспортира до нуклеарните централи, каде што влегува во јадрото на реакторот. Кога нуклеарното гориво ќе го достигне крајот на својот корисен век, тоа е предмет на отстранување. Вреди да се напомене дека опасниот отпад се појавува не само по преработката на горивото, туку и во која било фаза - од ископување ураниум до работа во реакторот.
Нуклеарно гориво
Постојат два вида гориво. Првиот е ураниум кој се ископува во рудници, кој е од природно потекло. Содржи суровини кои се способни да формираат плутониум. Второто е гориво кое се создава вештачки (секундарна).
Нуклеарното гориво е исто така поделено според неговиот хемиски состав: метално, оксидно, карбид, нитрид и мешано.
Ископување ураниум и производство на гориво
Голем дел од производството на ураниум доаѓа од само неколку земји: Русија, Франција, Австралија, САД, Канада и Јужна Африка.
Ураниумот е главниот елемент за гориво во нуклеарните централи. За да влезе во реакторот, тој поминува низ неколку фази на обработка. Најчесто наоѓалиштата на ураниум се наоѓаат веднаш до златото и бакарот, па неговото извлекување се врши со екстракција на благородни метали.
Во текот на развојот, здравјето на луѓето е изложено голема опасност, бидејќи ураниумот е токсичен материјал, а гасовите произведени во текот на неговиот процес на ископ предизвикуваат различни форми на рак. Иако самата руда содржи многу мала количина на ураниум - од 0,1 до 1 процент. Населението кое живее во близина на рудниците за ураниум е исто така изложено на голем ризик.
Збогатениот ураниум е главно гориво за нуклеарните централи, но по неговото користење останува голема количина радиоактивен отпад. И покрај сите негови опасности, збогатувањето ураниум е составен процес на создавање нуклеарно гориво.
ВО природна формаУраниумот практично не може да се користи никаде. За да се користи, мора да се збогати. За збогатување се користат гасни центрифуги.
Збогатениот ураниум се користи не само во нуклеарната енергија, туку и во производството на оружје.
Транспорт
Во која било фаза од циклусот на гориво има транспорт. Тоа го спроведуваат сите достапни начини: по копно, море, воздух. Ова е голем ризик и голема опасностне само за животната средина, туку и за луѓето.
За време на транспортот на нуклеарно гориво или неговите елементи, се случуваат многу несреќи, што резултира со ослободување на радиоактивни елементи. Ова е една од многуте причини зошто се смета за небезбедна.
Демонтирање на реакторите
Ниту еден од реакторите не е демонтиран. Дури и озлогласениот Чернобил Целата поента е дека, според експертите, трошоците за демонтирање се еднакви, па дури и ги надминуваат трошоците за изградба на нов реактор. Но, никој не може да каже точно колку пари ќе бидат потребни: трошокот беше пресметан врз основа на искуството од демонтирање на мали станици за истражување. Експертите нудат две опции:
- Ставете ги реакторите и потрошеното нуклеарно гориво во складишта.
- Изградете саркофази над деактивираните реактори.
Во следните десет години, околу 350 реактори ширум светот ќе го достигнат својот крај на животот и мора да бидат исфрлени од употреба. Но, бидејќи не е измислен најсоодветен метод во однос на безбедноста и цената, ова прашање сè уште се решава.
Во моментов ширум светот работат 436 реактори. Се разбира, ова е голем придонес за енергетскиот систем, но е многу небезбеден. Истражувањата покажуваат дека за 15-20 години нуклеарните централи ќе можат да бидат заменети со станици кои работат на енергија од ветер и соларни панели.
Нуклеарен отпад
Голема сума нуклеарен отпадсе формира како резултат на активностите на нуклеарните централи. Повторната обработка на нуклеарното гориво остава и опасен отпад. Сепак, ниту една од земјите не најде решение за проблемот.
Денес, нуклеарниот отпад се чува во привремени складишта, во базени со вода или се закопува плитко под земја.
Најбезбеден метод е складирањето во посебни складишта, но и овде е можно истекување на радијација, како и кај другите методи.
Всушност, нуклеарниот отпад има одредена вредност, но бара строго почитување на правилата за негово складирање. И ова е најгорливиот проблем.
Важен фактор е времето во кое отпадот е опасен. Секој има свој период на распаѓање во текот на кој е токсичен.
Видови нуклеарен отпад
За време на работата на која било нуклеарна централа, нејзиниот отпад влегува во животната средина. Ова е вода за ладење на турбини и гасовити отпад.
Нуклеарниот отпад е поделен во три категории:
- Ниско ниво - облека на вработените во нуклеарната централа, лабораториска опрема. Таков отпад може да дојде и од медицински установи и научни лаборатории. Тие не претставуваат голема опасност, но бараат почитување на безбедносните мерки.
- Средно ниво - метални контејнери во кои се транспортира гориво. Нивното ниво на радијација е доста високо, а оние кои се блиску до нив мора да бидат заштитени.
- Високото ниво е потрошено нуклеарно гориво и неговите производи за преработка. Нивото на радиоактивност рапидно се намалува. Отпад високо нивомногу малку, околу 3 проценти, но тие содржат 95 проценти од целата радиоактивност.
Потрошено нуклеарно гориво од енергетски реактори Почетната фаза на постреакторската фаза на циклусот на нуклеарно гориво е иста за отворени и затворени циклуси на нуклеарно гориво.
Тоа вклучува отстранување на шипки за гориво со потрошено нуклеарно гориво од реакторот, негово складирање во базен на самото место („влажно“ складирање во подводни базени за ладење) неколку години и потоа транспортирање во постројка за преработка. Во отворената верзија на циклусот на нуклеарно гориво, потрошеното гориво се става во специјално опремени складишта („суво“ складирање во инертен гас или воздушна средина во контејнери или комори), каде што се чува неколку децении, а потоа се обработува во форма што спречува кражба на радионуклиди и се подготвува за конечно отстранување.
Во затворената верзија на циклусот на нуклеарно гориво, потрошеното гориво се доставува до радиохемиска постројка, каде што се обработува за да се извлечат фисилни нуклеарни материјали.
Потрошено нуклеарно гориво (SNF) - посебен видрадиоактивни материјали – суровини за радиохемиската индустрија.
Озрачените горивни елементи отстранети од реакторот по нивното исцрпување имаат значителна акумулирана активност. Постојат два вида потрошено нуклеарно гориво:
1) SNF од индустриски реактори, кој има хемиска форма и на самото гориво и на неговото обложување, погодно за растворање и последователна обработка;
2) Прачки за гориво за енергетски реактори.
SNF од индустриските реактори се преработува без да успее, додека SNF не се обработува секогаш. Енергетскиот SNF е класифициран како отпад на високо ниво доколку не е подложен на понатамошна обработка или како вредна енергетска суровина доколку се преработува. Во некои земји (САД, Шведска, Канада, Шпанија, Финска), SNF е целосно класифициран како радиоактивен отпад (RAW). Во Англија, Франција, Јапонија - до енергетски суровини. Во Русија, дел од потрошеното гориво се смета за радиоактивен отпад, а дел се испраќа на преработка во радиохемиски постројки (146).
Поради фактот што не сите земји се придржуваат до тактиките на затворен нуклеарен циклус, потрошеното нуклеарно гориво во светот постојано се зголемува. Практиката на земјите кои се придржуваат кон затворениот циклус на гориво на ураниум покажа дека делумното затворање на циклусот на нуклеарно гориво на реакторите за лесна вода е неисплатливо, дури и со евентуално 3-4 пати зголемување на цената на ураниумот во следните децении. Сепак, овие земји го затвораат циклусот на нуклеарно гориво на реакторите за лесна вода, покривајќи ги трошоците со зголемување на тарифите за електрична енергија. Напротив, Соединетите Американски Држави и некои други земји одбиваат да го преработуваат потрошеното нуклеарно гориво, имајќи го предвид идното конечно отстранување на искористеното нуклеарно гориво, претпочитајќи негово долгорочно складирање, кое се покажува како поевтино. Сепак, се очекува дека до дваесеттите години ќе се зголеми преработката на потрошеното нуклеарно гориво во светот.
Склоповите на гориво со искористеното нуклеарно гориво отстрането од јадрото на енергетскиот реактор се чуваат во базен за ладење во нуклеарна централа 5-10 години за да се намали создавањето на топлина и распаѓањето на краткотрајните радионуклиди. Првиот ден по неговото истоварување од реакторот, 1 кг потрошено нуклеарно гориво од нуклеарна централа содржи од 26 до 180 илјади Ci на радиоактивност. По една година активноста на 1 кг потрошено гориво се намалува на 1 илјада Ci, по 30 години на 0,26 илјади Ci. Една година по отстранувањето, како резултат на распаѓањето на краткотрајните радионуклиди, активноста на потрошеното гориво се намалува за 11 - 12 пати, а по 30 години - за 140 - 220 пати и потоа полека се намалува во текот на стотици години 9 ( 146).
Ако природен ураниум првично бил натоварен во реакторот, тогаш во потрошеното гориво останува 0,2 - 0,3% 235U. Повторното збогатување на таков ураниум не е економски изводливо, па затоа останува во форма на таканаречен отпаден ураниум. Отпадниот ураниум подоцна може да се користи како материјал за размножување во брзите неутронски реактори. Кога се користи ниско збогатен ураниум за полнење на нуклеарни реактори, потрошеното гориво содржи 1% 235 U. Таквиот ураниум може дополнително да се збогати до неговата оригинална содржина во нуклеарно гориво и да се врати во циклусот на нуклеарно гориво. Реактивноста на нуклеарното гориво може да се врати со додавање на други фисилни нуклиди - 239Pu или 233U, т.е. секундарно нуклеарно гориво. Ако 239Pu се додаде на осиромашениот ураниум во количина еквивалентна на збогатување на горивото со 235U, тогаш се спроведува циклус на гориво ураниум-плутониум. Мешаното гориво ураниум-плутониум се користи и во термички и во брзи неутронски реактори. Горивото ураниум-плутониум обезбедува целосна употреба на ресурсите на ураниум и проширена репродукција на фисилен материјал. За технологијата за регенерација на нуклеарно гориво, карактеристиките на горивото истоварено од реакторот се исклучително важни: хемиски и радиохемиски состав, содржина на фисилни материјали, ниво на активност. Овие карактеристики на нуклеарното гориво се одредуваат според моќноста на реакторот, согорувањето на горивото во реакторот, времетраењето на кампањата, стапката на репродукција на секундарните фисилни материјали, времето на задржување на горивото по истоварувањето од реакторот, и типот на реакторот.
Потрошеното нуклеарно гориво истоварено од реакторите се пренесува на преработка само по одреден временски период. Ова се должи на фактот што меѓу производите на фисија има голем број краткотрајни радионуклиди, кои одредуваат голем дел од активноста на горивото што се испушта од реакторот. Затоа, свежо истовареното гориво се чува во посебни складишта за време доволно за распаѓање на главната количина на краткотрајни радионуклиди. Ова во голема мера ја олеснува организацијата на биолошката заштита, го намалува влијанието на радијацијата врз хемиските реагенси и растворувачи за време на преработката на обработеното нуклеарно гориво и го намалува множеството елементи од кои треба да се прочистат главните производи. Така, по две до три години изложеност, активноста на озраченото гориво се определува со долготрајни производи за фисија: Zr, Nb, Sr, Ce и други ретки земјени елементи, Ru и α-активни трансураниумски елементи. 96% од потрошеното нуклеарно гориво е ураниум-235 и ураниум-238, 1% е плутониум, 2-3% се фрагменти од радиоактивна фисија.
Времето на задржување на потрошеното гориво е 3 години за реактори со лесна вода, 150 дена за брзи неутронски реактори (155).
Вкупната активност на производите за фисија содржани во 1 тон потрошено гориво VVER-1000 по три години стареење во базенот за потрошено гориво (SP) е 790.000 Ci.
Кога SNF се чува во складиште на лице место, неговата активност монотоно се намалува (за околу ред на големина во текот на 10 години). Кога активноста ќе падне на стандардите кои ја одредуваат безбедноста на транспортот на потрошеното гориво со железница, тоа се отстранува од нивните складишта и се преместува или во објект за долгорочно складирање или во постројка за преработка на гориво. Во фабриката за преработка, склоповите на прачките за гориво повторно се вчитуваат од контејнерите во фабричкиот базен за складирање на тампон користејќи механизми за товарање и растоварање. Овде склоповите се чуваат додека не бидат испратени на обработка. По држење во базенот за одреден период избран во дадена постројка, склоповите на горивото се растовараат од складиштето и се испраќаат до одделот за подготовка на гориво за екстракција за операцијата за отворање прачки потрошено гориво.
Повторната обработка на озраченото нуклеарно гориво се врши со цел да се извлечат фисилни радионуклиди од него (првенствено 233U, 235U и 239Pu), да се прочисти ураниумот од нечистотии што апсорбираат неутрони, да се одвојат нептуниум и некои други трансурански елементи и да се добијат индустриски, научни или изотопи. медицински цели. Преработката на нуклеарното гориво се однесува на преработка на горивни шипки од енергетски, научни или транспортни реактори, како и преработка на прекривки на реакторот за одгледување. Радиохемиската преработка на потрошеното гориво е главната фаза на затворената верзија на циклусот на нуклеарното гориво и задолжителна фаза во производството на плутониум од типот на оружје (сл. 35).
Обработката на фисилен материјал озрачен со неутрони во реактор за нуклеарно гориво се врши за да се решат проблеми како што се
Добивање ураниум и плутониум за производство на ново гориво;
Добивање фисилни материјали (ураниум и плутониум) за производство на нуклеарно оружје;
Добивање на различни радиоизотопи кои се користат во медицината, индустријата и науката;
Ориз. 35. Некои фази на преработка на потрошено нуклеарно гориво во Мајак ПА. Сите операции се изведуваат со употреба на манипулатори и комори заштитени со 6-слојно оловно стакло (155).
Примање приход од други земји кои се или заинтересирани за првото и второто, или не сакаат да складираат големи количини на потрошено нуклеарно гориво;
Решавање на еколошките проблеми поврзани со отстранувањето на радиоактивен отпад.
Во Русија, се обработува озрачениот ураниум од реактори за одгледување и шипките за гориво од VVER-440, BN и некои бродски мотори; Прачките за гориво од главните типови на енергетски реактори VVER-1000, RBMK (било кој тип) не се рециклираат и моментално се акумулираат во посебни складишни капацитети.
Во моментов, количината на потрошено гориво постојано се зголемува и неговата регенерација е главната задача на радиохемиската технологија за преработка на прачки потрошено гориво. За време на процесот на повторна обработка, ураниумот и плутониумот се одвојуваат и прочистуваат од радиоактивни производи на фисија, вклучително и нуклиди кои апсорбираат неутрони (неутронски отрови), кои, кога фисилните материјали се повторно употребени, можат да го спречат развојот на нуклеарна верижна реакција во реакторот.
Производите на радиоактивна фисија содржат голем број вредни радионуклиди кои можат да се користат на ниско ниво нуклеарната енергија(радиоизотопски извори на топлина за генератори на термоелектрична енергија), како и за производство на извори јонизирачко зрачење. Се користат трансураниумски елементи, кои произлегуваат од несакани реакции на јадрата на ураниум со неутрони. Радиохемиската технологија за преработка на искористеното нуклеарно гориво мора да обезбеди екстракција на сите нуклиди корисни од практична гледна точка или од научен интерес (147 43).
Процесот на хемиска преработка на потрошеното гориво е поврзан со решавање на проблемот со изолирање од биосферата голема количина на радионуклиди генерирани како резултат на фисија на јадрата на ураниумот. Овој проблем е еден од најсериозните и најтешко решливите проблеми во развојот на нуклеарната енергија.
Првата фаза на радиохемиско производство вклучува подготовка на гориво, т.е. да го ослободи од структурните делови на склоповите и да ги уништи заштитните обвивки на прачките за гориво. Следната фаза е поврзана со трансферот на нуклеарното гориво во фазата од која ќе се врши хемиска обработка: во раствор, во топење, во гасна фаза. Претворањето во раствор најчесто се врши со растворање во азотна киселина. Во овој случај, ураниумот оди во шествалентна состојба и формира уранил јон, UO 2 2+, а плутониумот делумно во шествалентна состојба и во четиривалентна состојба, PuO 2 2+ и Pu 4+, соодветно. Трансферот во гасната фаза е поврзан со формирање на испарливи ураниум и плутониум халиди. По трансферот на нуклеарни материјали, соодветната фаза вклучува низа операции директно поврзани со изолација и прочистување на вредните компоненти и ослободување на секоја од нив во форма на комерцијален производ (сл. 36).
Сл.36. Општа шема за циркулација на ураниум и плутониум во затворен циклус (156).
Повторната обработка (повторна обработка) на потрошеното нуклеарно гориво вклучува екстракција на ураниум, акумулиран плутониум и фракции на фрагментирани елементи. 1 тон потрошено гориво во моментот на отстранување од реакторот содржи 950-980 kg 235U и 238U, 5,5-9,6 kg Pu, како и мала количина на α-емитери (нептуниум, америциум, куриум итн.) , чија активност може да достигне 26 илјади Ci на 1 кг потрошено гориво. Токму овие елементи мора да бидат изолирани, концентрирани, прочистени и претворени во потребната хемиска форма за време на затворениот циклус на нуклеарно гориво.
Технолошкиот процес на преработка на потрошеното нуклеарно гориво вклучува:
Механичка фрагментација (сечење) на склоповите на гориво и горивни прачки со цел да се отвори горивниот материјал;
Распуштање;
Раствори за чистење од нечистотии на баласт;
Екстракциона сепарација и прочистување на ураниум, плутониум и други комерцијални нуклиди;
Ослободување на плутониум диоксид, нептуниум диоксид, уранил нитрат хексахидрат и ураниум оксид;
Обработка на раствори кои содржат други радионуклиди и нивно одвојување.
Технологијата за одвојување на ураниум и плутониум, нивно одвојување и нивно прочистување од производи од фисија се заснова на процесот на екстракција на ураниум и плутониум со трибутил фосфат. Се изведува на повеќестепени континуирани екстрактори. Како резултат на тоа, ураниумот и плутониумот се прочистуваат од производите на фисија милиони пати. Повторната обработка на SNF е поврзана со формирање на мал волумен на цврст и гасовит радиоактивен отпад со активност од околу 0,22 Ci/годишно (максимално дозволено ослободување 0,9 Ci/година) и голема суматечен радиоактивен отпад.
Сите градежни материјали на горивни прачки се карактеризираат со хемиска отпорност, а нивното растворање претставува сериозен проблем. Покрај фисилните материјали, прачките за гориво содржат различни уреди за складирање и облоги кои се состојат од нерѓосувачки челик, циркониум, молибден, силициум, графит, хром итн. Кога нуклеарното гориво се раствора, овие супстанции не се раствораат во азотна киселина и создаваат голема количина на суспензии и колоиди во добиениот раствор.
Наведените карактеристики на прачките за гориво наложија развој на нови методи за отворање или растворање на школки, како и разјаснување на растворите за нуклеарно гориво пред обработката со екстракција.
Согорувањето на горивото на реакторите за производство на плутониум значително се разликува од согорувањето на горивото на реакторите за напојување. Затоа, материјалите со многу поголема содржина на елементи на радиоактивна фрагментација и плутониум на 1 тон U се примаат за повторна обработка. Тешкотиите се јавуваат поради потребата за обработка и отстранување на големи количини течен отпад на високо ниво.
Следно, ураниумот, плутониумот и нептуниумот се изолирани, одвоени и прочистени во три циклуси на екстракција. Во првиот циклус чистење на зглобовитеураниум и плутониум од најголемиот дел од производите на фисија, а потоа ураниумот и плутониумот се одвојуваат. Во вториот и третиот циклус, ураниумот и плутониумот дополнително се прочистуваат и концентрираат посебно. Добиените производи - уранил нитрат и плутониум нитрат - се ставаат во тампон резервоари пред да бидат префрлени во единици за конверзија. Оксалната киселина се додава во растворот на плутониум нитрат, добиената оксалатна суспензија се филтрира, а талогот се калцинира.
Плутониум оксидот во прав се просејува низ сито и се става во контејнери. Во оваа форма, плутониумот се складира пред да влезе во фабриката за производство на нови прачки за гориво.
Одвојувањето на материјалот за обложување на горивни прачки од горивната обвивка е една од најтешките задачи во процесот на регенерација на нуклеарното гориво. Постојните методиможе да се поделат во две групи: методи на отворање со одвојување на материјалите од обвивката и основните шипки за гориво и методи на отворање без одвојување на материјалите од обвивката од материјалот на јадрото. Првата група вклучува отстранување на облогата на шипките за гориво и отстранување на структурните материјали пред да се раствори нуклеарното гориво. Водо-хемиските методи вклучуваат растворање на материјали од обвивка во растворувачи кои не влијаат на материјалите од јадрото.
Употребата на овие методи е типична за обработка на прачки за гориво направени од метал ураниум во школки направени од алуминиум или магнезиум и неговите легури. Алуминиумот лесно се раствора во каустична сода или азотна киселина, а магнезиумот - во разредени раствори на сулфурна киселина кога се загрева. По растворање на лушпата, јадрото се раствора во азотна киселина.
Сепак, прачките за гориво на современите енергетски реактори имаат школки направени од материјали отпорни на корозија, слабо растворливи: циркониум, легури на циркониум со калај (циркал) или ниобиум, нерѓосувачки челик. Селективно растворање на овие материјали е можно само во многу агресивни средини. Циркониумот се раствора во флуороводородна киселина, во неговите мешавини со оксални или азотни киселини или раствор на NH4F. Школка од нерѓосувачки челик - во врела 4-6 M H 2 SO 4. Главниот недостаток на хемискиот метод за отстранување на школки е формирањето на голема количина на високосолен течен радиоактивен отпад.
За да се намали обемот на отпадот од уништување на школки и да се добие овој отпад веднаш во цврста состојба, попогодна за долгорочно складирање, се развиваат процеси за уништување на школки под влијание на неводени реагенси на покачена температура(пирохемиски методи). Циркониумската обвивка се отстранува со безводен водород хлорид во флуидизирано корито од Al 2 O 3 на 350-800 o C. . Пирометалуршките методи се засноваат на директно топење на школки или нивно растворање во топење на други метали. Овие методи ги користат разликите во температурите на топење на материјалите од обвивката и јадрото или разликите во нивната растворливост во други стопени метали или соли.
Механичките методи за отстранување на школки вклучуваат неколку фази. Прво, крајните делови од склопот на горивото се отсечени и расклопуваат во снопови со шипки за гориво и поединечни шипки за гориво. Потоа, лушпите механички се отстрануваат одделно од секој елемент за гориво.
Отворањето на прачките за гориво може да се изврши без да се одвојат материјалите за обложување од материјалот на јадрото.
При спроведување на водено-хемиски методи, лушпата и јадрото се раствораат во истиот растворувач за да се добие заеднички раствор. Истовремено распуштање е препорачливо кога се преработува гориво со висока содржина на вредни компоненти (235U и Pu) или кога се обработуваат различни типови на шипки за гориво со различни димензии и конфигурација во иста постројка. Во случај на пирохемиски методи, прачките за гориво се третираат со гасовити реагенси, кои ја уништуваат не само обвивката, туку и јадрото.
Успешна алтернатива на методите на отворање со истовремено отстранување на школка и методи на заедничко уништување на школка и јадра се покажа како методот „сечење-лужење“. Методот е погоден за обработка на горивни прачки во школки кои се нерастворливи во азотна киселина. Склоповите на шипките за гориво се сечат на мали парчиња, изложеното јадро на шипката за гориво станува достапно за хемиските реагенси и се раствора во азотна киселина. Нерастворените лушпи се мијат од остатоците од растворот задржан во нив и се отстрануваат во форма на отпад. Сечкањето прачки за гориво има одредени предности. Добиениот отпад - остатоците од школките - се во цврста состојба, т.е. нема формирање на течен радиоактивен отпад, како со хемиско растворање на школка; нема значителна загуба на вредни компоненти, како при механичко отстранување на школки, бидејќи делови од школки може да се мијат со висок степен на комплетност; дизајнот на машините за сечење е поедноставен во споредба со дизајнот на машините за механичко отстранување на обвивки. Недостаток на методот на сечење-лужење е сложеноста на опремата за сечење шипки за гориво и потребата за негово далечинско одржување. Во моментов се истражува можноста за замена на методите на механичко сечење со електролитски и ласерски методи.
Потрошеното гориво од реакторите со висока и средно согорувачка моќност акумулира голема количина на гасовити радиоактивни производи кои претставуваат сериозна биолошка опасност: тритиум, јод и криптон. За време на растворањето на нуклеарното гориво, тие главно се ослободуваат и одат со проток на гас, но делумно остануваат во раствор и потоа се дистрибуираат во големи количинипроизводи низ целиот синџир на преработка. Тритиумот е особено опасен, формирајќи тритиирана вода HTO, која потоа е тешко да се одвои од обичната вода H2O. Затоа, во фазата на подготовка на гориво за растворање, се воведуваат дополнителни операции за ослободување на горивото од најголемиот дел од радиоактивни гасови, концентрирајќи ги во мали количини отпадни производи. Парчињата оксидно гориво се подложени на оксидативен третман со кислород на температура од 450-470 o C. Кога структурата на горивната решетка е преуредена поради транзицијата UO 2 -U 3 O 8, гасовити производи од фисија - тритиум, јод, и благородни гасови - се ослободуваат. Олабавувањето на горивниот материјал за време на ослободувањето на гасовити производи, како и за време на транзицијата на ураниум диоксид во азотен оксид, помага да се забрза последователното растворање на материјалите во азотна киселина.
Изборот на методот за пренесување на нуклеарното гориво во раствор зависи од хемиската форма на горивото, начинот на прелиминарна подготовка на горивото и потребата да се обезбеди одредена продуктивност. Металот на ураниум се раствора во 8-11 M HNO 3, а ураниум диоксидот се раствора во 6-8 M HNO 3 на температура од 80-100 o C.
Уништувањето на составот на горивото при растворање доведува до ослободување на сите радиоактивни производи на фисија. Во овој случај, гасните производи од фисија влегуваат во системот за испуштање на издувните гасови. Отпадните гасови се чистат пред да се испуштат во атмосферата.
Изолација и прочистување на целните производи
Ураниумот и плутониумот, одвоени по првиот циклус на екстракција, дополнително се прочистуваат од производи на фисија, нептуниум и еден од друг до ниво што ги исполнува спецификациите на циклусот на нуклеарно гориво, а потоа се претвораат во комерцијална форма.
Најдобри резултати за понатамошно прочистување на ураниумот се постигнуваат со комбинирање на различни методи, како што се екстракција и јонска размена. Меѓутоа, на индустриско ниво, поекономично и технички е поедноставно да се користат повторени циклуси на екстракција со истиот растворувач - трибутил фосфат.
Бројот на циклуси на екстракција и длабочината на прочистувањето на ураниумот се одредуваат според видот и согорувањето на нуклеарното гориво што се снабдува за преработка и задачата за одвојување на нептуниум. За да се исполнат техничките спецификации за содржината на нечистотии α-емитери во ураниум, вкупниот фактор на отстранување на нептуниум мора да биде ≥500. По прочистувањето со сорпција, ураниумот повторно се екстрахира во воден раствор, кој се анализира за чистота, содржина на ураниум и степен на збогатување од 235 U.
Последната фаза на рафинирање на ураниум е наменета да се претвори во ураниум оксиди - или со таложење во форма на уранил пероксид, уранил оксалат, амониум уранил карбонат или амониум уранат проследено со калцинирање, или со директно термичко распаѓање на уранил нитрат хексахидрат.
По одвојувањето од главната маса на ураниум, плутониумот е подложен на понатамошно прочистување од производи на фисија, ураниум и други актиниди до сопствената позадина за γ- и β-активност. Растенијата се стремат да произведат плутониум диоксид како финален производ, а потоа, во комбинација со хемиска обработка, да произведат горивни прачки, со што се избегнува скап транспорт на плутониум, што бара посебни мерки на претпазливост особено при транспорт на раствори на плутониум нитрат. Сите фази на технолошкиот процес за прочистување и концентрирање на плутониум бараат посебна доверливост на системите за нуклеарна безбедност, како и заштита на персоналот и спречување на можноста за загадување на животната средина поради токсичноста на плутониумот и високите нивоа на α-зрачење. При развивањето на опремата се земаат предвид сите фактори кои можат да предизвикаат критичност: масата на фисилен материјал, хомогеноста, геометријата, рефлексијата на неутроните, умереноста и апсорпцијата на неутроните, како и концентрацијата на фисилен материјал во овој процес итн. критична маса на воден раствор на плутониум нитрат е 510 g (ако има рефлектор на вода). Нуклеарна безбедностпри извршување на операции во гранката на плутониум, тоа е обезбедено со посебната геометрија на уредите (нивниот дијаметар и волумен) и ограничувањето на концентрацијата на плутониум во растворот, што постојано се следи во одредени точки од континуираниот процес.
Технологијата за конечно прочистување и концентрација на плутониум се заснова на последователни циклуси на екстракција или јонска размена и дополнителна операција за рафинирање на таложење на плутониум проследено со негова термичка конверзија во диоксид.
Плутониум диоксид влегува во единицата за климатизација, каде што се калцинира, се дроби, се просејува, се сервира и пакува.
За производство на мешано гориво ураниум-плутониум, се препорачува методот на хемиско таложење на ураниум и плутониум, што овозможува да се постигне целосна хомогеност на горивото. Овој процес не бара одвојување на ураниум и плутониум при преработка на потрошеното гориво. Во овој случај, мешаните раствори се добиваат со делумно одвојување на ураниум и плутониум со поместување на соголување. На овој начин е можно да се добие (U, Pu)O2 за лесни водени нуклеарни реактори на термални неутрони со содржина на PuO2 од 3%, како и за брзи неутронски реактори со содржина на PuO2 од 20%.
Дискусијата за можноста за преработка на потрошеното гориво не е само од научна, техничка и економска природа, туку и од политичка природа, бидејќи распоредувањето на изградба на постројки за преработка претставува потенцијална закана од ширење на нуклеарно оружје. Централниот проблем е обезбедувањето целосна безбедност на производството, т.е. обезбедување гаранции за контролирана употреба на плутониум и безбедност на животната средина. Затоа, сега се создаваат ефективни системи за следење на технолошкиот процес на хемиска преработка на нуклеарно гориво, обезбедувајќи можност за одредување на количината на фисилни материјали во која било фаза од процесот. За да се обезбеди гаранции за непролиферација на нуклеарно оружје.
Цивекс - репродукција на нуклеарно гориво без ослободување на плутониум.
За да се подобри еколошката пријатност на преработката на SNF, се развиваат неводени технолошки процеси, кои се засноваат на разликите во нестабилноста на компонентите на системот за повторна обработка. Предностите на неводените процеси се нивната компактност, отсуството на силни разредувања и формирање на големи количини течен радиоактивен отпад и помалото влијание на процесите на распаѓање на зрачењето. Создадениот отпад е во цврста фаза и зафаќа значително помал волумен.
Во моментов, се проучува варијанта на организирање на нуклеарна централа, во која на станицата не се изградени идентични единици (на пример, три идентични термални неутронски единици), туку различни типови (на пример, два термички и еден брз реактор). Прво, горивото збогатено со 235U се согорува во термички реактор (со формирање на плутониум), потоа горивото се пренесува во брз реактор, во кој 238U се обработува со помош на добиениот плутониум. По завршувањето на циклусот на употреба, потрошеното гориво се доставува до радиохемиската постројка, која се наоѓа директно на територијата на нуклеарната централа. Фабриката не се занимава со целосна преработка на горивото - таа е ограничена на одвојување само на ураниум и плутониум од потрошеното гориво (со дестилирање на хексафлуоридните флуориди од овие елементи). Одделениот ураниум и плутониум се користат за производство на ново мешано гориво, а преостанатото потрошено гориво оди или во постројка за одвојување корисни радионуклиди или за отстранување.
Отстранување, преработка и отстранување на отпадот од класите на опасност од 1 до 5
Ние работиме со сите региони на Русија. Валидна лиценца. Комплетен сет на документи за затворање. Индивидуален пристап кон клиентот и флексибилна ценовна политика.
Користејќи го овој формулар, можете да оставите барање за услуги, барање Комерцијална понудаили добијте бесплатна консултација од нашите специјалисти.
Во 20 век, потрагата по идеален извор на енергија без престан изгледаше како да заврши. Овој извор беа јадрата на атомите и реакциите што се случуваа во нив - активниот развој на нуклеарно оружје и изградбата на нуклеарни централи започна низ целиот свет.
Но, планетата брзо се соочи со проблемот на преработка и уништување на нуклеарниот отпад. Енергијата од нуклеарните реактори носи многу опасности, како и отпадот од оваа индустрија. Досега нема темелно развиена технологија за обработка, додека самата област активно се развива. Затоа, безбедноста првенствено зависи од правилното фрлање.
Дефиниција
Нуклеарниот отпад содржи радиоактивни изотопиодредени хемиски елементи. Во Русија, според дефиницијата дадена во Федералниот закон бр. 170 „За употреба на атомска енергија“ (од 21 ноември 1995 година), понатамошната употреба на таков отпад не е предвидена.
Главната опасност од материјалите е емисијата на огромни дози на зрачење, што има штетно влијание врз живиот организам. Последиците од радиоактивната изложеност вклучуваат генетски нарушувања, зрачење и смрт.
Карта на класификација
Главниот извор на нуклеарни материјали во Русија е секторот за нуклеарна енергија и воените случувања. Целиот нуклеарен отпад има три степени на зрачење, познати на многумина од курсевите по физика:
- Алфа - зрачи.
- Бета - емитува.
- Гама - зрачи.
Првите се сметаат за најбезопасни, бидејќи произведуваат неопасно ниво на зрачење, за разлика од другите две.Точно, тоа не ги спречува да бидат вклучени во класата на најопасен отпад. 
Општо земено, картата на класификации на нуклеарниот отпад во Русија го дели на три вида:
- Цврсти нуклеарни остатоци. Ова вклучува огромна количина на материјали за одржување во енергетскиот сектор, облека за персонал и ѓубре што се акумулира за време на работата. Таквиот отпад се согорува во печки, по што пепелта се меша со специјална цементна смеса. Се истура во буриња, се затвора и се испраќа на складирање. Погребот е детално опишан подолу.
- Течност. Работата на нуклеарните реактори е невозможна без употреба на технолошки решенија. Покрај тоа, ова вклучува вода што се користи за лекување на специјални одела и перење работници. Течностите темелно се испаруваат, а потоа се случува закопување. Течниот отпад често се рециклира и се користи како гориво за нуклеарните реактори.
- Структурни елементи на реакторите, транспортот и објектите техничка контролаво претпријатието сочинуваат посебна група. Нивното располагање е најскапо. Денес, постојат две опции: инсталирање на саркофагот или негово демонтирање со негова делумна деконтаминација и дополнително испраќање во складиште за погреб.
Картата на нуклеарен отпад во Русија, исто така, идентификува ниско и високо ниво:
- Отпад на ниско ниво - се појавува за време на активностите на медицинските установи, институти и истражувачки центри. Овде радиоактивни супстанции се користат за извршување на хемиски тестови. Нивото на зрачење што го испуштаат овие материјали е многу ниско. Правилното отстранување може да го претвори опасниот отпад во нормален отпад за околу неколку недели, по што може да се отстрани како обичен отпад.
- Отпадот на високо ниво е потрошено гориво на реакторот и материјали што се користат во воената индустрија за развој на нуклеарно оружје. Горивото на станиците се состои од специјални прачки со радиоактивна супстанција. Реакторот работи приближно 12 - 18 месеци, по што горивото мора да се смени. Обемот на отпад е едноставно колосален. И оваа бројка расте во сите земји кои го развиваат секторот за нуклеарна енергија. Отстранувањето на отпадот на високо ниво мора да ги земе предвид сите нијанси за да се избегне катастрофа за животната средина и луѓето.
Рециклирање и отстранување
Во моментов, постојат неколку методи за отстранување на нуклеарниот отпад. Сите тие имаат свои предности и недостатоци, но како и да ги гледате, не дозволуваат целосно да се ослободите од опасноста од радиоактивна изложеност.
Погреб
Отстранувањето на отпадот е најперспективниот метод за отстранување, кој особено активно се користи во Русија. Прво, се случува процесот на витрификација или „витрификација“ на отпадот. Потрошената супстанција се калцинира, по што во смесата се додава кварц и ова „течно стакло“ се истура во специјални цилиндрични челични калапи. Добиениот стаклен материјал е отпорен на вода, што ја намалува можноста за навлегување на радиоактивни елементи во околината.
Готовите цилиндри се варат и се мијат темелно, ослободувајќи се од најмала контаминација. Потоа тие се испраќаат на складирање многу долго време. Складиштето се наоѓа во геолошки стабилни подрачја за да не се оштети складиштето.
Геолошкото отстранување се врши на длабочина од повеќе од 300 метри на таков начин што отпадот не бара дополнително одржување долго време.
Горење
Некои нуклеарни материјали, како што е споменато погоре, се директни резултати на производството и еден вид отпад од нуспроизвод во енергетскиот сектор. Станува збор за материјали кои биле изложени на зрачење во текот на производството: отпадна хартија, дрво, облека, отпад од домаќинството.
Сето ова се согорува во специјално дизајнирани печки за да се минимизира нивото на токсични материиво атмосферата. Пепелта, меѓу другите отпадоци, се зацементира.
Цементирање
Отстранувањето (еден од методите) на нуклеарниот отпад во Русија со цементирање е една од најчестите практики. Идејата е да се стават озрачените материјали и радиоактивни елементи во посебни контејнери, кои потоа се полнат со специјално решение. Составот на таквото решение вклучува цел коктел од хемиски елементи.
Како резултат на тоа, практично не е засегната надворешна средина, што ви овозможува да постигнете речиси неограничен период. Но, вреди да се направи резервација дека таквото закопување е можно само за отстранување на отпад од средно ниво на опасност. 
Печат
Долгогодишна и прилично сигурна практика насочена кон отстранување и намалување на обемот на отпад. Не се користи за преработка на основни горивни материјали, туку овозможува преработка на други отпадоци ниско нивоопасност. Оваа технологија користи хидраулични и пневматски преси со сила со низок притисок.
Повторна употреба
Употребата на радиоактивен материјал во областа на енергијата не се јавува во целост поради специфичната активност на овие супстанции. Откако го помина своето време, отпадот сè уште останува потенцијален извор на енергија за реакторите.
Во современиот свет, а особено во Русија, ситуацијата со енергетските ресурси е доста сериозна и затоа секундарната употреба на нуклеарни материјали како гориво за реакторите веќе не изгледа неверојатно.
Денес, постојат методи кои овозможуваат користење на потрошените суровини за енергетски апликации. За третман се користат радиоизотопи содржани во отпадот прехранбени производии како „батерија“ за работа на термоелектричните реактори.
Но, технологијата сè уште е во развој, а идеален метод за обработка не е пронајден. Сепак, преработката и уништувањето на нуклеарниот отпад може делумно да го реши проблемот со таквиот отпад користејќи го како гориво за реакторите.
За жал, во Русија, таков метод за ослободување од нуклеарниот отпад практично не се развива.
Томови
Во Русија, ширум светот, обемот на нуклеарен отпад што се испраќа за отстранување изнесува десетици илјади кубни метри годишно. Секоја година, европските складишта прифаќаат околу 45 илјади кубни метри отпад, додека во САД само една депонија во државата Невада го апсорбира овој волумен.
Нуклеарниот отпад и работата поврзана со него во странство и во Русија се активности на специјализирани претпријатија опремени со висококвалитетна технологија и опрема. Во претпријатијата, отпадот е изложен на различни начиниобработка опишана погоре. Како резултат на тоа, можно е да се намали обемот, да се намали нивото на опасност, па дури и да се искористи одреден отпад во енергетскиот сектор како гориво за нуклеарните реактори.
Мирниот атом одамна докажа дека сè не е толку едноставно. Енергетскиот сектор се развива и ќе продолжи да се развива. Истото може да се каже и за воена сфера. Но, ако понекогаш замижуваме пред емисијата на друг отпад, неправилно отстранетиот нуклеарен отпад може да предизвика целосна катастрофа за целото човештво. Затоа, ова прашање бара рано решение пред да биде предоцна.
Населението на планетата, како и нејзината потреба за енергија, само расте секоја година, заедно со цените на гасот и нафтата, чија преработка, патем, има тажни и неповратни последици за екологијата на земјата. А нуклеарната енергија денес нема достојна алтернатива, ниту во однос на профитабилноста, ниту во однос на способноста да ги задоволи глобалните енергетски потреби.
И покрај фактот што ваквите изјави звучат многу апстрактно, во пракса, напуштањето на нуклеарната енергија ќе значи нагло зголемување на цената за такви работи што се неопходни за секого, како што се храна, облека, лекови, удобност. Апарати, образование, медицина, можност за слободно движење низ светот и многу повеќе. Во таква ситуација, најдоброто решение е да се фокусираат напорите за да се направи нуклеарната енергија што е можно побезбедна и поефикасна.
Не секој го знае овој факт: свежото нуклеарно гориво не претставува никаква опасност за луѓето. Пред широко распространето воведување на индустриска автоматизација, горивните пелети со ураниум диоксид рачно се забиваа во монтажни шипки. Радиоактивноста на горивото се зголемува неколку милиони пати по зрачењето во нуклеарен реактор. Токму во овој момент станува опасно за луѓето и околината.
Како и секое производство, нуклеарните централи создаваат отпад. Во исто време, количината на отпад произведен од нуклеарните централи е значително помала во споредба со другите индустрии, но поради неговата висока опасност за животната средина, бара посебно ракување. И тука е неопходно да се разјасни одредена конфузија помеѓу концептите на RW (радиоактивен отпад) и SNF (потрошено нуклеарно гориво), што често се појавува во медиумите.
Според руската класификација, SNF се однесува на потрошено гориво елементи отстранети од реакторот. Да го следиме патот по кој природниот ураниум ископан во рудниците се претвора во потрошено нуклеарно гориво. Како што знаеме, природниот ураниум се состои од изотопи ураниум-235 и ураниум-238. Современите нуклеарни централи работат на ураниум - 235. Но, поради ниската содржина на изотопот 235 (само 0,7%), за употреба како нуклеарно гориво, ураниумот извлечен од утробата на земјата мора да се збогати до неколку проценти. Ураниумот што се користи во реакторите се става во горивни елементи (елементи на гориво), од кои се собираат склопови на гориво во форма на шестоаголни прачки. Тие се потопуваат во реакторот додека не се постигне критична маса. Пред да го стартува реакторот, шипките за гориво содржат 95% ураниум-238 и 5% ураниум-235. Како резултат на работата на реакторот, на местото на ураниум-235 се појавуваат производи од фисија - радиоактивни изотопи. Прачките се отстранети, но како потрошено нуклеарно гориво.
СНФ има богат потенцијал за ресурси. Прво, радиоизотопите од потрошеното гориво, кое може хемиски да се екстрахира, имаат широка медицинска и научна примена. И не само за медицински цели - металите од платинската група формирани во реактор за време на фисија на ураниум се поевтини од истите метали добиени од руда. Второ, потрошеното гориво содржи ураниум-238, кој во светот се смета за главен елемент на гориво на идните нуклеарни централи. Така, преработеното потрошено нуклеарно гориво не само што станува најбогат извор за добивање свежо нуклеарно гориво, туку и ги решава еколошките проблеми на наоѓалиштата на ураниум: нема смисла да се развиваат рудници за ураниум, бидејќи во моментот веќе има 22 илјади тони потрошено нуклеарно гориво. се акумулирани во Русија. Во исто време, содржината на радиоактивни елементи во потрошеното гориво, кое не може да се преработи и бара сигурна изолација од околината, е само 3%. За повикување: со преработка на 50 тони потрошено нуклеарно гориво се заштедуваат 1,6 милијарди кубни метри природен гас или 1,2 милиони тони нафта.
Радиоактивниот отпад (RAW) содржи и радиоизотопи. Разликата е во тоа што не е можно да се извлечат, или трошоците за нивно извлекување не се економски изводливи. Во моментов, во зависност од видот на радиоактивниот отпад, постојат неколку начини за управување со радиоактивен отпад. Редоследот на дејствата е како што следува: прво, волуменот на радиоактивен отпад се намалува. Во овој случај, за цврст радиоактивен отпад се користи пресување или согорување, за течен радиоактивен отпад - коагулација и испарување, обработка преку механички или јонско-разменувачки филтри. По обработката со помош на специјални филтри за ткаенина или влакна, волуменот на гасовитиот радиоактивен отпад се намалува. Следната фаза е имобилизација, односно ставање радиоактивен отпад во издржлива матрица од цемент, битумен, стакло, керамика или други материјали кои ја намалуваат веројатноста за испуштање на радиоактивен отпад во околината. Добиените маси се ставаат во посебни контејнери и потоа се складираат. Последната фаза е движењето на контејнерите со радиоактивен отпад до местото за отстранување.
Според научниците, најефективниот метод за отстранување на радиоактивен отпад денес е во стабилни геолошки формации земјината кора. Овој метод обезбедува ефикасна изолациона бариера за период од десетици илјади до милиони години. Објавени во електронскиот билтен на Европското атомско друштво, резултатите од заедничкото истражување на лабораторијата Субатек во Франција и истражувачкиот центар SCK-CEN во Белгија покажаа дека периодот во кој блоковите со нуклеарен отпад можат да го задржат својот интегритет надминува 100 илјади години. Истражувачите дошле до овој заклучок откако направиле веројатни проценки за можното растворање на закопаниот нуклеарен отпад од отворени и затворени циклуси на гориво во различни временски периоди.
На неодамнешната меѓународна научно-практична конференцијаБеа дискутирани и „Безбедност, ефикасност и економичност на нуклеарната енергија“, итните проблеми на управувањето со потрошеното нуклеарно гориво. Во Русија, складирањето и преработката на потрошеното нуклеарно гориво моментално го врши здружението за производство на Мајак (Озерск, Регионот Чељабинск) и Рударско-хемискиот комбинат (Железногорск, Краснојарска територија), кои се дел од комплексот за нуклеарна и радијациона безбедност на Државната корпорација Росатом. Советникот на државната корпорација „Росатом“ И.В. Гусаков-Станјукович зборуваше за одделенската „Програма за создавање инфраструктура и ракување со потрошеното нуклеарно гориво за 2011-2020 година и за периодот до 2030 година“. Според него, денес од расположливите 22.000 тони потрошено гориво, најголем дел се наоѓа во нуклеарните централи. Во исто време, количината што се отстранува за складирање во текот на годината е помала од она што нуклеарната централа успева да го произведе во ова време. И ако потрошеното гориво од оние станици кои користат реактори од типот VVER (реактор за напојување со вода под притисок) се транспортира за складирање во Федералниот државен унитарен рударски хемиски комбинат или за преработка во Федералното државно унитарно претпријатие PA Mayak, тогаш главниот проблем на сегашен момент е потрошеното гориво на реакторите RBMK (високомоќен канален реактор), чија количина е 12,5 илјади тони. Сува складиште за потрошено гориво на РБМК во Рударско-хемискиот комбинат неодамна започна со работа, а во пролетта 2012 година таму пристигна првиот воз со потрошено гориво од АЕЦ Ленинград. Во иднина, условените SNF од нуклеарните централи Ленинград, Курск и Смоленск ќе бидат испратени до Рударско-хемискиот комбинат, а супстандардните SNF ќе бидат испратени во PA Mayak.
Спроведувањето на програмата за создавање инфраструктура и ракување со потрошеното нуклеарно гориво до 2018 година ќе овозможи да се зголеми обемот на годишно отстранување на потрошеното нуклеарно гориво од локациите на нуклеарните централи, што ќе го надмине годишното производство на потрошено нуклеарно гориво за 1,5 пати. И до 2030 година, сите 100% од потрошеното гориво од реакторите RBMK-1000 и VVER-1000 ќе бидат поставени на долгорочно централизирано складирање на локацијата на MCC, по што главната специјализација на MCC ќе биде производство на гориво MOX. Што се однесува до плановите за потрошено гориво од реакторите VVER-440 и BN-600, како и транспортните и истражувачките реактори, преработката на овие потрошени горива ќе се врши во Мајак. Исклучок ќе биде АЕЦ Билибино, каде што е непрактично да се транспортира потрошеното гориво до централизирани капацитети за преработка поради неговата географска оддалеченост, па затоа ќе биде закопано на лице место.
Во моментов, управувањето со потрошеното нуклеарно гориво е ограничувачка фаза, односно ги одредува изгледите за развој на нуклеарната енергија. Сите земји со нуклеарна енергија (освен, можеби, Франција) имаат акумулирано колосални количини на потрошено нуклеарно гориво, а нерешениот карактер на овој проблем го доведува во прашање спроведувањето на понатамошните планови за развој на нуклеарни проекти.
Руска карактеристика е широкиот опсег на акумулирано гориво, што е поврзано со историјата на развојот на нуклеарната енергија во нашата земја. Затоа, за да се реши проблемот со потрошеното нуклеарно гориво, неопходно е да се развијат голем број уникатни технологии и да се создаде комплекс на инфраструктурни објекти.
Системот за управување со SNF што се разви во Русија вклучува складирање, транспорт и преработка на SNF. Складирањето се врши во реактори и капацитети за складирање на самото место на нуклеарни централи и истражувачки реактори, во складишта од типот базен во две постројки на државната корпорација Росатом - FSUE MCC и FSUE PA Mayak - со капацитет од 8600 тони и 2500 тони, соодветно, како и на бродови за нуклеарна услуга флота на мразокршачи(SNF од транспортни реактори) и крајбрежни технички бази.
Денеска во објектите на државната корпорација Росатом се акумулирани вкупно 22 илјади тони потрошено нуклеарно гориво. Секоја година од реакторите на руските нуклеарни централи се истоваруваат приближно 650 тони потрошено гориво, додека не повеќе од 15% од овој волумен се преработува.
За да го реши проблемот со акумулираното и новосоздаденото потрошено нуклеарно гориво, Rosatom State Corporation создава систем за управување со потрошеното гориво, вклучувајќи регулаторни, финансиски, економски и инфраструктурни компоненти. Табела на тек на управување со SNF разни видовиза периодот до 2030 година е претставен на слика 1.
Во моментов, главниот финансиски механизам за решавање на акумулираните проблеми во областа на ракување со потрошено нуклеарно гориво, радиоактивен отпад и деактивирање на нуклеарни постројки е Федералната целна програма „Обезбедување нуклеарна и радијациона безбедност за 2008 година и за периодот до 2015 година“ (FTP NRS ). Почнувајќи од 2015 година, ќе започнат придонесите во фондот за управување со потрошеното гориво од правни лица кои поседуваат потрошено гориво (главно Rosenergoatom Concern OJSC).
Меѓу главните проекти на SNF, чија имплементација е предвидена со Федералната таргетирана програма за нуклеарна безбедност, треба да се забележи следново:
- изградба на „суво“ складиште за потрошено гориво RBMK-1000 и VVER-1000;
- реконструкција на постоечкото „влажно“ складиште во гасохемискиот комплекс;
- подготовка и обезбедување на отстранување на акумулираните количини на потрошено нуклеарно гориво од нуклеарните централи;
- комплекс на работи на ракување со потрошено гориво од реактори од типот АМБ (одвојување на склопови на потрошено гориво и преработка на потрошено гориво во Мајак ПА);
- отстранување и преработка на високо збогатени блокови DAV-90 акумулирани од работата на индустриските реактори;
- создавање на експериментален демонстративен центар за преработка на потрошено нуклеарно гориво врз основа на иновативни технологии;
- отстранување на потрошеното гориво од истражувачките реактори за повторна обработка во FSUE PA Mayak, итн.
Радиохемиско производство во Мајак ПА
Денес во Русија има само еден производствен капацитет за радиохемикалии - комплексот RT-1 на Мајак PA, каде што се обработува потрошеното гориво од реакторите VVER-440, BN-600, истражувачките и транспортните капацитети. Технолошката шема е модифициран PUREX процес. Во исто време, РТ-1 е единствениот производствен капацитет за радиохемикалии во светот кој, покрај ураниум и плутониум, произведува и нептуниум. Така, стаклениот отпад на високо ниво наменет за понатамошно отстранување во Русија во моментов повеќе не содржи радионуклиди кои даваат најголем вкупен придонес во долгорочната радиотоксичност на закопаниот отпад. Дополнително, RT-1 управува со единствената единица за фракционирање на отпад на високо ниво во светот за одвојување на нуклиди за производство на изотопски производи. Сојузната целна програма за нуклеарна безбедност предвидува имплементација на мерки за обезбедување на безбедноста на животната средина, постепено намалување и прекин на испуштањата на течен радиоактивен отпад од страна на Федералното државно унитарно претпријатие PA Mayak. Ваквите настани го вклучуваат следново:
- развој на стратешки решенија за проблемите на каскадата на акумулации Теча;
- конзервација на акумулации V-9 (Карачај) и V-17 (Старо мочуриште);
- создавање на заеднички канализациски систем со испуштање на пречистената вода во каналот на левиот брег;
- изградба на пречистителни станици за специјална канализациона вода, средно и ниско ниво на радиоактивен отпад;
- создавање на комплекс за цементирање на течен и хетероген течен отпад;
- создавање на комплекс за обработка на SRW и изградба на блиску површински складиште за цврсти ILW и LLW;
- создавање на нова печка за витрификација и проширување на капацитетот за складирање на стаклена вода;
- создавање на современ радиоеколошки систем за следење.
Mayak PA врши работи за модернизирање на технолошките шеми за преработка на потрошеното гориво за да се намали обемот на процесниот отпад, како и да се обезбеди можност за примање и преработка на сите видови потрошено гориво, вклучително и оние кои во моментов не се преработуваат. На среден рок, треба да се обезбеди преработка на „најпроблематичните“ типови на акумулирано потрошено нуклеарно гориво - AMB, EGP (доколку се донесе соодветна одлука), DAV, неисправни склопови RBMK итн.
Подготовка за преработка на потрошеното гориво на АМБ
Еден од најитните проблеми во областа на нуклеарната и радијационата безбедност е управувањето со потрошеното гориво од реакторите АМБ. Два АМБ реактори во АЕЦ Белојарск беа затворени во 1989 година. Потрошеното гориво е истоварено од реакторите и моментално се складира во базените за ладење на нуклеарната централа Белојарск и во „влажниот“ складиште на ПА Мајак.
Карактеристични карактеристики на склоповите на потрошеното AMB гориво се присуството на околу 40 типови на состави на гориво и големи вкупни димензии (должината на потрошените склопови е околу 13 m). Главниот проблем при нивното складирање во АЕЦ Белојарск е корозија на цевките на куќиштето на касетата и облогата на базените за потрошено гориво.
Федералната таргетирана програма за нуклеарна безбедност предвидува збир на работи за управување со потрошеното гориво AMB, што вклучува негова преработка во PA Мајак. Во моментов, избрани се и оправдани технологии за радиохемиска преработка на потрошеното гориво на АМБ и технолошките прописи. Во 2011 година беше извршена пилотска преработка на АМ горивото, аналог на потрошеното гориво на АМБ. Изработен е проект за одделот за сечење и пробивање (СПД), а се одржа конкурс за капитална работа на неговото создавање (изработка на работна документација, градежни работи и производство на опрема за СПД). Во исто време, во АЕЦ Белојарск беа преземени мерки за безбедно складирање на потрошеното гориво AMB: инсталирање на касети од јаглероден челик K17u во нерѓосувачки куќишта, подготовка технички средстваза брзо пребарување и отстранување на протекување на облогата на езерцето за ладење, реконструкција системи за вентилација, подготовка за запечатување на просториите во непосредна близина на базените. До 2015 година се планира да се заврши развојот и тестирањето на технолошките решенија за сечење касети со склопови на потрошено гориво во ОРП и радиохемиска преработка на потрошено гориво, инсталација на опрема, пуштање во работа и пуштање во работа на одделот за сечење и пенетрација во ПА Мајак.
Почетокот на сечењето и преработката на потрошеното гориво на АМБ е планирано за 2016 година. До 2018 година, потрошеното гориво складирано во базенот за складирање на ПА Мајак треба да се преработи, во 2020 година се планира целосно да се испразнат базените на нуклеарната централа Белојарск од ова гориво, а во 2023 година ќе заврши неговата преработка.
Опции за конечно решение на проблемот со EGP SNF
Единствениот вид на потрошено нуклеарно гориво за кое во моментот не е донесена одлука во последната фаза е горивото од реакторите ЕГП (АЕЦ Билибино). Како и AMB потрошеното гориво, исто така е долго, составот на составот на горивото е блиску до составот на една од модификациите на горивото AMB, затоа овој тип SNF може повторно да се обработи во Мајак по почетокот на работата на ORP, односно по 2016 година. Сепак, многу големата оддалеченост на нуклеарната централа Билибино, недостатокот на инфраструктура за вадење и отстранување на потрошеното гориво од локацијата на станицата и соодветна транспортна инфраструктура во областа на нејзината локација ги одредуваат екстремно високите трошоци за спроведување на овој проект. Во исто време, вечниот мраз во областа каде што се наоѓа нуклеарната централа Билибино создава поволни услови за организирање на крајна изолациона точка за радиоактивен отпад и потрошено нуклеарно гориво, како што се:
- употреба на природна термофизичка бариера;
- отсуството на слободна вода во геолошката средина домаќин, што ја спречува миграцијата на радионуклиди од складиштето во околината;
- забавување на редокс реакциите во вечниот мраз, што го зголемува работниот век на инженерските бариери.
Во рамките на Федералната таргетирана програма за нуклеарна безбедност, развиени се опции за отстранување на потрошеното нуклеарно гориво од локацијата на нуклеарната централа Билибино за повторна обработка:
- по пат до пристаништето Черски, потоа по море до Мурманск, потоа со железницаво ЗП „Мајак“;
- по пат до аеродромот Кепервеем, потоа по воздушен пат до аеродромот Јемељаново, потоа со железница до Мајак PA.
Друга опција вклучува изградба во непосредна близина на локацијата на нуклеарната централа Билибино на пилот индустриски капацитет за подземна изолација на дупнатина или тип на адит („Безбедност нуклеарни технологиии животната средина“, бр.2-2012, стр. 133-139). Сеопфатно оправдан избор во корист на една од опциите за ракување со потрошеното гориво од EGP треба да се направи во текот на 2012 година од работна група, која вклучува претставници на државната корпорација Росатом, администрацијата на Чукотка, организации од нуклеарната индустрија - развивачи на транспорт и технолошки шеми за ракување со SNF од EGP и експертската организација на Ростехнадзор (STC NRS).
Ракување со озрачени DAV блокови
Во моментов, Сибирските хемиски и рударски хемиски комбинации имаат акумулирано голем волумен на озрачени блокови DAV-90 кои содржат високо збогатен ураниум. Тие се чуваат во базени за ладење на реактори од 1989 година. Годишните проверки на состојбата на лушпите од блоковите ДАВ-90 покажуваат присуство на дефекти на корозија.
Државната корпорација Росатом одлучи да извезе единици ДАВ-90 за обработка во Мајак ПА. Развиена и произведена е серија контејнери за транспорт и пакување кои ги исполнуваат сите современи безбедносни барања; се работи на подготовка и опремување потребната опремаединици за утовар и истовар во Сибирскиот хемиски комбинат, Рударскиот хемиски комбинат и производствената асоцијација Мајак, за комплетирање на серии на блокови DAV за транспорт за преработка. Во 2012 година, треба да се спроведат целосни тестови на транспортната и технолошката шема за отстранување на DAV-90 до PA Mayak, вклучително и „жешки“ тестови.
Отстранување на потрошеното гориво на РБМК од локациите на нуклеарната централа
Најголем обем на акумулирано потрошено гориво е горивото РБМК-1000, кое до 2011 година не беше отстрането од нуклеарните централи. За да се отстрани главниот волумен на акумулираното потрошено гориво RBMK-1000 од локациите на станиците, се обезбедува следново:
- создавање на комплекси за сечење склопови на потрошено гориво во централите Ленинград, Курск и Смоленск;
- организација на нуклеарните централи на тампон места за „суво“ складирање на потрошеното гориво во контејнери со двојна намена со последователно отстранување во рударско-хемискиот комплекс;
- изградба на „суво“ складиште во гасохемискиот комплекс.
Во април 2012 година, првиот ешалон на потрошеното гориво на RBMK беше отстранет за складирање на „суво“.
Во моментов, работата на комплексот за демонтирање на склопови потрошено гориво во АЕЦ Ленинград се одвива вообичаено.
Комплексот за демонтирање на потрошеното гориво е дизајниран да ги прима склоповите на потрошеното гориво од складиштето на самото место, да ги оддели склоповите на потрошеното гориво во две снопови прачки за гориво (FB), да го инсталира FB во ампули, да ги вчита ампулите во куќиштето за растојание MBC и вчитајте го куќиштето во контејнерот. Оперативната безбедност е обезбедена со технологијата на ампулирање на поединечни снопови елементи за гориво пред да се вчитаат во контејнер. Ампулата има нуклеарно безбедна геометрија и е заштитна обвивка за нуклеарниот реактор што не дозволува потрошеното гориво да избега од него, како за време на процесот на сечење на склоповите на потрошеното гориво во комората така и за време на долгорочно складирање. Дизајнот на ампулата, како и шемата за транспорт и складирање на PT во индивидуална обвивка, обезбедува:
- спречување на излевање на SNF за време на транспортните операции во комората за сечење SFA;
- намалување на сериозноста на последиците од можни случајни падови, и на самите ампули и на случајот со ампули со ПТ за време на работа во одделот за сечење;
- намалување на тежината на последиците во случај на евентуален случајен пад на контејнерот при неговото транспортирање.
Неисправното потрошено гориво на RBMK, кое не може да се стави во „суво“ складиште, ќе се обработува во Мајак ПА во наредните години. Во 2011 година, беше имплементиран „пилот“ проект кој ја покажа можноста за испорака и преработка на потрошеното гориво на RBMK користејќи стандардна технологија за производство на комерцијални производи од ураниум („Безбедност на нуклеарните технологии и животната средина“, бр. 2-2012, стр. 142- 145).
Складирање на SNF во Рударско-хемиската фабрика
Централизираниот капацитет за складирање на „суво“ потрошено гориво што се создава во MCC е структура од типот на комора.
Дизајнерските решенија за складирање во комора вклучуваат две контролирани физички бариери:
- запечатен (заварен) канистер (висок 4 m за гориво 30 PT RBMK-1000 и висок 5 m за три склопови потрошено гориво VVER-1000);
- единица за складирање (цевка), запечатена со заварување.
Ладењето на складишните единици се обезбедува со природна конвекција: реактор SNF RBMK-1000 – со попречно довод на воздух, реактор VVER-1000 потрошено гориво – со надолжно довод на воздух.
Во 2011 година беше пуштен во употреба комплексот за лансирање за складирање на склопови за потрошено гориво RBMK-1000 со капацитет од 9.200 тони UO 2. Во 2015 година ќе биде пуштен во употреба уште еден модул за складирање на суво за склопови потрошено гориво RBMK-1000 со капацитет од 15.870 тони UO 2, како и складиште за „суво“ за склопови потрошено гориво VVER-1000 со капацитет од 8.600 тони. UO 2.
Во моментов, потрошеното гориво од реакторите VVER-1000, по три години стареење во базени блиску до реакторите, се става во централизираниот „влажен“ складиште на МКЦ, чиј капацитет е зголемен на 8600 тони. капацитет за складирање на потрошеното гориво VVER-1000, се планира да се создаде капацитет за складирање на контејнери.
Во рударско-хемискиот комбинат, покрај централизираните капацитети за складирање на потрошено гориво, се создава фабрика за производство на гориво МОКС за брзиот реактор БН-800. Планирано е да се изгради подземна лабораторија за истражување во областа на геолошка изолација на високо ниво и долготраен радиоактивен отпад, како и експериментален демонстративен центар за развој на иновативни технологии за преработка на потрошено нуклеарно гориво (во иднина - голем радиохемиска постројка за преработка).
Експериментален и демонстративен центар
Експерименталниот и демонстративен центар (ODC) што моментално се создава има за цел да тестира на индустриско ниво нови пристапи за преработка на потрошено нуклеарно гориво со минимизирање на формирањето на течен радиоактивен отпад, ефективно одвојување на 3H и 129I во главните операции за да се исклучат овие нуклиди од тековите на отпад, добивајќи сигурни првични податоци за дизајн од големи размери комплекс за обработка. Ќе се проучат можностите за повторна обработка на потрошеното нуклеарно гориво во режимот „нарачка на клиентите“, односно со номенклатурата и квалитетот на производите за регенерација наведени од купувачот.
Во процесот на развивање на ODC, се рекреира модерна научна и технолошка база за развој на радиохемиската индустрија и зголемување на нивото на компетентност на дизајнерските и инженерските организации. На новосоздадениот ODC, ќе се развиваат иновативни технологии, првенствено базирани на методи на водена обработка (поедноставен процес PUREX, обработка со помош на кристализирачко прочистување на ураниум, екстракција на фракционирање на високо ниво на отпад, други водени процеси) како и неводена обработка метод - екстракција на течност. Технолошката шема на главната технолошка линија на ODC ќе обезбеди затворен технолошки циклус и намалување на обемот на радиоактивен отпад за отстранување. Развиениот ODC е мултифункционален и вклучува: „основна“ технолошка линија која обезбедува развој на технологијата за целосниот циклус на преработка на SNF, со капацитет од 100 тони SNF годишно; истражувачки комори за тестирање на поединечни операции на нови технологии за преработка на SNF, со капацитет од 2 тони до 5 тони SNF годишно; аналитички комплекс; Единица за нетехнолошка обработка на отпад; складирање на производи од U-Pu-Np; капацитет за складирање на HLW; Складиште на ДЗР.
Од приближно 1.000 единици нестандардна опрема развиена за ODC, околу една четвртина се целосно нова опрема која нема аналози. За нови типови опрема, се работи на нејзино тестирање на макети во целосен обем на специјално создадени „ладни“ штандови. Во моментов, проектот ODC е развиен и се развива работна документација, градилиштето е подготвено, се одржуваат натпревари, се работи на создавање нестандардна опрема и набавка на стандардна опрема. До 2015 година се планира да се создаде комплекс за лансирање ODC со изградбата на целата зграда и комуникациите во целост и опремата на истражувачките комори да започне со тестирање на технологии во 2016 година.
Изгледи за преработка на потрошеното гориво во Рударско-хемискиот комбинат
Врз основа на еколошки и економски оптимизирани иновативни технологии избрани и тестирани на индустриско ниво, планирано е да се создаде голема фабрика за радиохемиска обработка до 2025 година. Ова претпријатие, заедно со производството на гориво за брзи реактори и објектот за финална изолација на отпадот од преработка на потрошеното гориво, ќе даде можност да се реши проблемот и со акумулираното гориво и со потрошеното гориво што ќе се растовари од постоечката и планираната нуклеарна енергија. растенијата.
Планирано е да се преработи потрошеното гориво од реакторите VVER-1000 и поголемиот дел од склоповите на потрошено гориво RBMK-1000 и во експерименталниот центар за демонстрации и во големото производство во MCC. Производите за регенерација ќе се користат во циклусот на нуклеарно гориво, ураниум - во производство на гориво за термални неутронски реактори, плутониум (заедно со нептуниум) - за брзи реактори. Во исто време, стапката на преработка на потрошеното гориво на RBMK ќе зависи од побарувачката за производи за регенерација (и ураниум и плутониум) во циклусот на нуклеарно гориво.
Пристапите опишани погоре ја формираа основата на „Програмата за создавање инфраструктура и управување со потрошеното нуклеарно гориво за 2012-2020 година и за периодот до 2030 година“, одобрена во ноември 2011 година („Безбедност на нуклеарните технологии и животната средина“, бр. 2-2012, стр. 40-55).
Автор
Политиката на државната корпорација „Росатом“ во областа на управувањето со потрошеното нуклеарно гориво, утврдена во индустрискиот концепт за управување со SNF (2008), се заснова на основниот принцип - потребата од преработка на потрошеното нуклеарно гориво за да се обезбеди еколошки прифатливо управување на производи од фисија и враќање на регенерираното нуклеарно гориво во циклусот на нуклеарното гориво.материјали. Највисок приоритет при ракување со потрошеното нуклеарно гориво е даден на обезбедување нуклеарна и радијациона безбедност, физичка заштита и безбедност на нуклеарните материјали во сите фази на ракување со горивото и да не се става прекумерно оптоварување на идните генерации. Стратешките насоки во оваа област се:
- создавање на сигурен систем за контролирано складирање на потрошено нуклеарно гориво;
- развој на технологии за преработка на потрошено гориво;
- балансирана вклученост на производите за регенерација во циклусот на нуклеарно гориво;
- финална изолација (депонирање) на радиоактивен отпад создаден при преработка.
Се вчитува...
