SNF lagring og reprosessering - hva er planene dine for i morgen? Hvordan lagres brukt kjernebrensel, og, viktigst av alt, hvorfor? Problemer med lagring av kjernebrensel

Kjernekraft består av et stort antall virksomheter for ulike formål. Råvarene til denne industrien utvinnes fra urangruver. Det blir deretter levert til drivstoffproduksjonsanlegg.

Drivstoffet transporteres deretter til atomkraftverk, hvor det går inn i reaktorkjernen. Når kjernebrensel når slutten av sin levetid, er det gjenstand for deponering. Det er verdt å merke seg at farlig avfall dukker opp ikke bare etter reprosessering av drivstoff, men også på ethvert stadium - fra uranutvinning til arbeid i reaktoren.

Kjernebrensel

Det finnes to typer drivstoff. Den første er uran utvunnet i gruver, som er av naturlig opprinnelse. Den inneholder råvarer som er i stand til å danne plutonium. Det andre er drivstoff som er laget kunstig (sekundært).

Kjernebrensel er også delt inn etter dens kjemiske sammensetning: metallisk, oksid, karbid, nitrid og blandet.

Uranutvinning og drivstoffproduksjon

En stor del av uranproduksjonen kommer fra bare noen få land: Russland, Frankrike, Australia, USA, Canada og Sør-Afrika.

Uran er hovedelementet for brensel i kjernekraftverk. For å komme inn i reaktoren går den gjennom flere stadier av prosessering. Oftest er uranforekomster plassert ved siden av gull og kobber, så utvinningen utføres med utvinning av edle metaller.

Under utviklingen blir folks helse utsatt stor fare, fordi uran er et giftig materiale, og gassene som produseres under gruveprosessen forårsaker ulike former for kreft. Selv om malmen i seg selv inneholder en veldig liten mengde uran - fra 0,1 til 1 prosent. Befolkningen som bor i nærheten av urangruver er også i stor risiko.

Anriket uran er hovedbrenselet for atomkraftverk, men etter bruk forblir det stor mengde radioaktivt avfall. Til tross for alle dens farer, er anrikning av uran en integrert prosess for å lage kjernebrensel.

I naturlig form Uran kan praktisk talt ikke brukes hvor som helst. For å kunne brukes må den berikes. Gassentrifuger brukes til anrikning.

Anriket uran brukes ikke bare i kjernekraft, men også i våpenproduksjon.

Transport

På alle stadier av drivstoffsyklusen er det transport. Det utføres av alle tilgjengelige måter: til lands, sjø, luft. Dette er en stor risiko og stor fare ikke bare for miljøet, men også for mennesker.

Under transport av kjernebrensel eller dets elementer skjer det mange ulykker som resulterer i frigjøring av radioaktive elementer. Dette er en av mange grunner til at det anses som utrygt.

Dekommisjonering av reaktorer

Ingen av reaktorene er demontert. Selv det beryktede Tsjernobyl Hele poenget er at ifølge eksperter er kostnadene ved demontering lik, eller til og med overstiger, kostnadene ved å bygge en ny reaktor. Men ingen kan si nøyaktig hvor mye penger som trengs: kostnaden ble beregnet basert på erfaringen med å demontere små stasjoner for forskning. Eksperter tilbyr to alternativer:

1. Plasser reaktorer og brukt kjernebrensel i depoter.
2. Bygg sarkofager over utrangerte reaktorer.

I løpet av de neste ti årene vil rundt 350 reaktorer rundt om i verden nå slutten av levetiden og må tas ut av drift. Men siden den mest passende metoden med tanke på sikkerhet og pris ikke er oppfunnet, løses dette problemet fortsatt.

Det er for tiden 436 reaktorer i drift rundt om i verden. Dette er selvsagt et stort bidrag til energisystemet, men det er veldig utrygt. Forskning viser at om 15-20 år vil atomkraftverk kunne erstattes av stasjoner som går på vindenergi og solcellepaneler.

Atomavfall

Stor mengde atomavfall dannes som et resultat av virksomheten til kjernekraftverk. Reprosessering av kjernebrensel etterlater også farlig avfall. Ingen av landene fant imidlertid en løsning på problemet.

I dag oppbevares kjernefysisk avfall i midlertidige lagringsanlegg, i vannbassenger eller begravd grunt under jorden.

Den sikreste metoden er lagring i spesielle lagerlokaler, men strålingslekkasje er også mulig her, som ved andre metoder.

Faktisk har atomavfall en viss verdi, men krever streng overholdelse av reglene for lagring. Og dette er det mest presserende problemet.

En viktig faktor er tiden avfallet er farlig. Hver har sin egen forfallsperiode der den er giftig.

Typer atomavfall

Under driften av et atomkraftverk kommer avfallet inn i miljøet. Dette er vann for kjøling av turbiner og gassformig avfall.

Atomavfall er delt inn i tre kategorier:

1. Lavt nivå - klær til ansatte i kjernekraftverk, laboratorieutstyr. Slikt avfall kan også komme fra medisinske institusjoner og vitenskapelige laboratorier. De utgjør ingen stor fare, men krever overholdelse av sikkerhetstiltak.
2. Mellomnivå - metallbeholdere som drivstoff transporteres i. Strålingsnivået deres er ganske høyt, og de som er nær dem må beskyttes.
3. Det høye nivået er brukt kjernebrensel og dets opparbeidingsprodukter. Nivået av radioaktivitet synker raskt. Avfall høy level svært lite, rundt 3 prosent, men de inneholder 95 prosent av all radioaktivitet.

Brukt kjernebrensel fra kraftreaktorer Det innledende stadiet av etterreaktorstadiet i kjernebrenselssyklusen er det samme for åpne og lukkede kjernebrenselssykluser.

Det innebærer å fjerne brenselsstaver med brukt kjernebrensel fra reaktoren, lagre det i et basseng på stedet («vått» lagring i undervannskjølebassenger) i flere år og deretter transportere det til et reprosesseringsanlegg. I den åpne versjonen av kjernebrenselssyklusen plasseres brukt brensel i spesialutstyrte lagringsanlegg («tørr» lagring i et inertgass- eller luftmiljø i beholdere eller kammer), hvor det oppbevares i flere tiår, og deretter behandles til en form som forhindrer tyveri av radionuklider og klargjøres for endelig deponering.

I den lukkede versjonen av kjernefysisk brenselsyklus blir det brukte brenselet tilført et radiokjemisk anlegg, hvor det behandles for å utvinne spaltbart kjernefysisk materiale.

Brukt kjernebrensel (SNF) - spesiell type radioaktive materialer – råvarer til den radiokjemiske industrien.

Bestrålte brenselelementer fjernet fra reaktoren etter at de er uttømt har betydelig akkumulert aktivitet. Det finnes to typer brukt kjernebrensel:

1) SNF fra industrielle reaktorer, som har en kjemisk form av både selve brenselet og dets kledning, praktisk for oppløsning og påfølgende behandling;

2) Drivstoffstaver for kraftreaktorer.

SNF fra industrielle reaktorer reprosesseres uten feil, mens SNF ikke alltid reprosesseres. Energi SNF klassifiseres som høyaktivt avfall dersom det ikke blir gjenstand for videreforedling, eller som verdifullt energiråstoff dersom det behandles. I noen land (USA, Sverige, Canada, Spania, Finland) er SNF fullstendig klassifisert som radioaktivt avfall (RAW). I England, Frankrike, Japan - til energiråvarer. I Russland regnes en del av det brukte brenselet som radioaktivt avfall, og en del sendes til reprosessering til radiokjemiske anlegg (146).

På grunn av det faktum at ikke alle land følger taktikk for lukket kjernefysisk syklus, øker brukt kjernebrensel i verden stadig. Praksisen med land som holder seg til en lukket uranbrenselssyklus har vist at delvis lukking av kjernebrenselssyklusen til lettvannsreaktorer er ulønnsomt, selv med en mulig 3-4 ganger økning i prisen på uran de neste tiårene. Likevel stenger disse landene atombrenselssyklusen til lettvannsreaktorer, og dekker kostnadene ved å øke strømtariffer. Tvert imot, USA og noen andre land nekter å reprosessere brukt kjernebrensel, med tanke på fremtidig sluttdeponering av brukt kjernebrensel, og foretrekker langtidslagring, som viser seg å være billigere. Det forventes imidlertid at opparbeidingen av brukt kjernebrensel i verden vil øke innen tjueårene.

Brenselelementene med brukt kjernebrensel fjernet fra kjernen av en kraftreaktor lagres i et kjølebasseng ved et kjernekraftverk i 5-10 år for å redusere varmeutvikling og nedbrytning av kortlivede radionuklider. Den første dagen etter lossing fra reaktoren inneholder 1 kg brukt kjernebrensel fra et kjernekraftverk fra 26 til 180 tusen Ci radioaktivitet. Etter et år reduseres aktiviteten til 1 kg brukt brensel til 1 tusen Ci, etter 30 år, til 0,26 tusen Ci. Et år etter fjerning, som et resultat av nedbrytningen av kortlivede radionuklider, reduseres aktiviteten til brukt brensel med 11 - 12 ganger, og etter 30 år - med 140 - 220 ganger og avtar deretter sakte over hundrevis av år 9 ( 146).

Hvis naturlig uran opprinnelig ble lastet inn i reaktoren, gjenstår 0,2 - 0,3 % 235U i det brukte brenselet. Gjenanrikning av slikt uran er ikke økonomisk gjennomførbart, så det forblir i form av såkalt avfallsuran. Uranavfallet kan senere brukes som avlsmateriale i raske nøytronreaktorer. Når lavanriket uran brukes til å laste atomreaktorer, inneholder brukt brensel 1 % 235U. Slikt uran kan anrikes ytterligere til sitt opprinnelige innhold i kjernebrensel og returneres til kjernebrenselssyklusen. Reaktiviteten til kjernebrensel kan gjenopprettes ved å legge til andre spaltbare nuklider - 239Pu eller 233U, dvs. sekundært kjernebrensel. Hvis 239Pu tilsettes utarmet uran i en mengde som tilsvarer anrikning av drivstoffet med 235U, implementeres en uran-plutonium drivstoffsyklus. Blandet uran-plutonium brensel brukes i både termiske og raske nøytronreaktorer. Uran-plutonium drivstoff sikrer full utnyttelse av uranressurser og utvidet reproduksjon av spaltbart materiale. For kjeer egenskapene til drivstoffet som losses fra reaktoren ekstremt viktige: kjemisk og radiokjemisk sammensetning, innhold av spaltbare materialer, aktivitetsnivå. Disse egenskapene til kjernebrensel bestemmes av kraften til reaktoren, utbrenningen av brenselet i reaktoren, varigheten av kampanjen, reproduksjonshastigheten til sekundære spaltbare materialer, holdetiden til brenselet etter lossing av det fra reaktoren, og type reaktor.

Brukt kjernebrensel losset fra reaktorer overføres til reprosessering først etter en viss tidsperiode. Dette skyldes det faktum at blant fisjonsproduktene er det et stort antall kortlivede radionuklider, som bestemmer en stor andel av aktiviteten til drivstoffet som slippes ut fra reaktoren. Derfor oppbevares ferskt losset drivstoff i spesielle lagringsanlegg i tilstrekkelig tid for nedbrytning av hovedmengden av kortlivede radionuklider. Dette letter i stor grad organiseringen av biologisk beskyttelse, reduserer strålingspåvirkningen på kjemiske reagenser og løsningsmidler under reprosessering av behandlet kjernebrensel, og reduserer settet med elementer som hovedproduktene må renses fra. Etter to til tre års eksponering bestemmes således aktiviteten til bestrålt brensel av langlivede fisjonsprodukter: Zr, Nb, Sr, Ce og andre sjeldne jordartselementer, Ru og α-aktive transuranelementer. 96 % av brukt kjernebrensel er uran-235 og uran-238, 1 % er plutonium, 2-3 % er radioaktive fisjonsfragmenter.

Holdetiden for brukt brensel er 3 år for lettvannsreaktorer, 150 dager for raske nøytronreaktorer (155).

Den totale aktiviteten til fisjonsprodukter inneholdt i 1 tonn VVER-1000 brukt brensel etter tre års aldring i bruktbrenselbassenget (SP) er 790 000 Ci.

Når SNF lagres i et lagringsanlegg på stedet, avtar aktiviteten monotont (med omtrent en størrelsesorden over 10 år). Når aktiviteten faller til standarder som bestemmer sikkerheten ved transport av brukt brensel med jernbane, blir det fjernet fra deres lagringsanlegg og flyttet enten til et langtidslagringsanlegg eller til et drivstoffreprosesseringsanlegg. Ved prosessanlegget lastes drivstoffstaver fra containere inn i fabrikkens bufferlager ved hjelp av laste- og lossemekanismer. Her lagres sammenstillingene til de sendes til behandling. Etter å ha holdt seg i bassenget i en valgt periode ved et gitt anlegg, losses brenselelementene fra lageret og sendes til for utvinning for drift av åpning av brukte brenselsstaver.

Reprosessering av bestrålt kjernebrensel utføres med sikte på å utvinne spaltbare radionuklider fra det (primært 233U, 235U og 239Pu), rense uran fra nøytronabsorberende urenheter, separere neptunium og noen andre transuraniske elementer, og skaffe industrielle, isotopes medisinske formål. Reprosessering av kjernebrensel refererer til reprosessering av brenselstaver fra kraft-, vitenskapelige eller transportreaktorer, samt reprosessering av oppdrettsreaktortepper. Radiokjemisk reprosessering av brukt brensel er hovedstadiet i den lukkede versjonen av kjernebrenselssyklusen, og et obligatorisk stadium i produksjonen av våpenkvalitetsplutonium (fig. 35).

Behandling av spaltbart materiale bestrålt med nøytroner i en kjernebrenselreaktor utføres for å løse problemer som f.eks.

Anskaffelse av uran og plutonium for produksjon av nytt drivstoff;

Innhenting av spaltbare materialer (uran og plutonium) for produksjon av atomvåpen;

Innhenting av en rekke radioisotoper som brukes i medisin, industri og vitenskap;

Ris. 35. Noen stadier av reprosessering av brukt kjernebrensel ved Mayak PA. Alle operasjoner utføres ved hjelp av manipulatorer og kamre beskyttet av et 6-lags blyglass (155).

motta inntekter fra andre land som enten er interessert i første og andre land, eller som ikke ønsker å lagre store mengder brukt kjernebrensel;

Løse miljøproblemer knyttet til deponering av radioaktivt avfall.

I Russland behandles bestrålt uran fra oppdrettsreaktorer og brenselsstaver fra VVER-440, BN og noen skipsmotorer; Drivstoffstaver av hovedtypene kraftreaktorer VVER-1000, RBMK (hvilken type som helst) resirkuleres ikke og akkumuleres for tiden i spesielle lagringsanlegg.

For tiden øker mengden brukt brensel stadig, og regenerering av det er hovedoppgaven til radiokjemisk teknologi for reprosessering av brukte brenselstaver. Under opparbeidingsprosessen blir uran og plutonium separert og renset fra radioaktive fisjonsprodukter, inkludert nøytronabsorberende nuklider (nøytrongifter), som ved gjenbruk av spaltbare materialer kan hindre utviklingen av en kjernefysisk kjedereaksjon i reaktoren.

Radioaktive fisjonsprodukter inneholder et stort antall verdifulle radionuklider som kan brukes i lavt kjernekraft(radioisotopiske varmekilder for termoelektriske kraftgeneratorer), samt for fremstilling av kilder ioniserende stråling. Transuranelementer brukes som følge av sidereaksjoner av urankjerner med nøytroner. Radiokjemisk teknologi for reprosessering av brukt kjernebrensel skal sikre utvinning av alle nuklider som er nyttige fra et praktisk synspunkt eller av vitenskapelig interesse (147 43).

Prosessen med kjemisk reprosessering av brukt brensel er assosiert med å løse problemet med å isolere fra biosfæren en stor mengde radionuklider generert som et resultat av spaltningen av urankjerner. Dette problemet er et av de mest alvorlige og vanskelige å løse problemene i utviklingen av kjernekraft.

Den første fasen av radiokjemisk produksjon inkluderer drivstoffforberedelse, dvs. for å frigjøre den fra de strukturelle delene av sammenstillingene og ødelegge de beskyttende skallene til drivstoffstavene. Det neste trinnet er assosiert med overføringen av kjernebrensel til fasen som kjemisk prosessering skal utføres fra: til en løsning, til en smelte, inn i gassfasen. Omdanning til løsning gjøres oftest ved oppløsning i salpetersyre. I dette tilfellet går uran inn i seksverdig tilstand og danner et uranylion, UO 2 2+, og plutonium delvis i seksverdig tilstand og i fireverdig tilstand, henholdsvis PuO 2 2+ og Pu 4+. Overføring til gassfasen er assosiert med dannelsen av flyktige uran- og plutoniumhalogenider. Etter overføring av kjernefysiske materialer innebærer den tilsvarende fasen en rekke operasjoner direkte knyttet til isolering og rensing av verdifulle komponenter og frigjøring av hver av dem i form av et kommersielt produkt (fig. 36).

Fig.36. Generell ordning for sirkulasjon av uran og plutonium i en lukket syklus (156).

Reprosessering (reprosessering) av brukt kjernebrensel innebærer utvinning av uran, akkumulert plutonium og fraksjoner av fragmenteringselementer. 1 tonn brukt brensel på tidspunktet for fjerning fra reaktoren inneholder 950-980 kg 235U og 238U, 5,5-9,6 kg Pu, samt en liten mengde α-emittere (neptunium, americium, curium, etc.) , hvis aktivitet kan nå 26 tusen Ci per 1 kg brukt brensel. Det er disse grunnstoffene som må isoleres, konsentreres, renses og omdannes til den nødvendige kjemiske formen i løpet av en lukket kjernebrenselsyklus.

Den teknologiske prosessen med reprosessering av brukt kjernebrensel inkluderer:

Mekanisk fragmentering (kutting) av drivstoffelementer og drivstoffstaver for å åpne drivstoffmaterialet;

Oppløsning;

Rengjøringsløsninger av ballasturenheter;

Ekstraksjonsseparasjon og rensing av uran, plutonium og andre kommersielle nuklider;

Frigjøring av plutoniumdioksid, neptuniumdioksid, uranylnitratheksahydrat og uranoksid;

Bearbeiding av løsninger som inneholder andre radionuklider og deres separasjon.

Teknologien for å separere uran og plutonium, separere dem og rense dem fra fisjonsprodukter er basert på prosessen med å utvinne uran og plutonium med tributylfosfat. Det utføres på flertrinns kontinuerlige ekstraktorer. Som et resultat blir uran og plutonium renset fra fisjonsprodukter millioner av ganger. SNF-reprosessering er assosiert med dannelse av et lite volum fast og gassformig radioaktivt avfall med en aktivitet på ca. 0,22 Ci/år (maksimalt tillatt utslipp 0,9 Ci/år) og stort beløp flytende radioaktivt avfall.

Alle konstruksjonsmaterialer av drivstoffstaver er preget av kjemisk motstand, og deres oppløsning utgjør et alvorlig problem. I tillegg til spaltbare materialer inneholder brenselstaver ulike lagringsenheter og belegg bestående av rustfritt stål, zirkonium, molybden, silisium, grafitt, krom osv. Når kjernebrensel løses opp, løses ikke disse stoffene i salpetersyre og skaper store mengder av suspensjoner og kolloider i den resulterende løsningen.

De listede egenskapene til brenselstaver har nødvendiggjort utvikling av nye metoder for å åpne eller løse opp skall, samt klargjøring av kjernebrenselløsninger før utvinningsprosessering.

Brennstoffutbrenningen til plutoniumproduksjonsreaktorer skiller seg betydelig fra drivstoffutbrenningen til kraftreaktorer. Derfor mottas materialer med mye høyere innhold av radioaktive fragmenteringselementer og plutonium per 1 tonn U. Dette fører til økte krav til renseprosessene av de resulterende produktene og til å ivareta kjernefysisk sikkerhet under opparbeidingsprosessen. Vanskeligheter oppstår på grunn av behovet for å behandle og deponere store mengder flytende høyaktivt avfall.

Deretter blir uran, plutonium og neptunium isolert, separert og renset i tre ekstraksjonssykluser. I første syklus felles rengjøring uran og plutonium fra hoveddelen av fisjonsproduktene, og deretter separeres uran og plutonium. I andre og tredje syklus blir uran og plutonium ytterligere renset og konsentrert separat. De resulterende produktene - uranylnitrat og plutoniumnitrat - legges i buffertanker før de overføres til konverteringsenheter. Oksalsyre tilsettes til plutoniumnitratløsningen, den resulterende oksalatsuspensjonen filtreres, og bunnfallet kalsineres.

Pulverisert plutoniumoksid siktes gjennom en sikt og legges i beholdere. I denne formen lagres plutonium før det kommer inn i anlegget for produksjon av nye brenselsstaver.

Separasjon av brenselstavkledningsmateriale fra drivstoffkledningen er en av de vanskeligste oppgavene issen. Eksisterende metoder kan deles inn i to grupper: åpningsmetoder med separering av skall- og kjernematerialer av brenselstaver og åpningsmetoder uten å skille skallmaterialene fra kjernematerialet. Den første gruppen innebærer fjerning av kledningen av brenselstaver og fjerning av konstruksjonsmaterialer før oppløsning av kjernebrenselet. Vannkjemiske metoder går ut på å løse opp skallmaterialer i løsemidler som ikke påvirker kjernematerialene.

Bruken av disse metodene er typisk for bearbeiding av brenselstaver laget av uranmetall i skall laget av aluminium eller magnesium og dets legeringer. Aluminium løses lett opp i kaustisk soda eller salpetersyre, og magnesium - i fortynnede løsninger av svovelsyre ved oppvarming. Etter oppløsning av skallet løses kjernen i salpetersyre.

Imidlertid har brenselstaver til moderne kraftreaktorer skall laget av korrosjonsbestandige, dårlig løselige materialer: zirkonium, zirkoniumlegeringer med tinn (zircal) eller niob, rustfritt stål. Selektiv oppløsning av disse materialene er kun mulig i svært aggressive miljøer. Zirkonium er oppløst i flussyre, i blandinger med oksalsyre eller salpetersyre eller NH4F-løsning. Rustfritt stålskall - i kokende 4-6 M H 2 SO 4. Den største ulempen med den kjemiske metoden for å fjerne skjell er dannelsen av en stor mengde høyt saltvann flytende radioaktivt avfall.

For å redusere avfallsvolumet fra destruksjon av skjell og få dette avfallet umiddelbart i fast tilstand, mer egnet for langtidslagring, utvikles det prosesser for destruksjon av skjell under påvirkning av ikke-vandige reagenser. forhøyet temperatur(pyrokjemiske metoder). Zirkoniumskallet fjernes med vannfritt hydrogenklorid i et fluidisert sjikt av Al 2 O 3 ved 350-800 o C. Zirkonium omdannes til flyktig ZrC l4 og skilles fra kjernematerialet ved sublimering, og hydrolyseres deretter, og danner fast zirkoniumdioksid. . Pyrometallurgiske metoder er basert på direkte smelting av skjell eller deres oppløsning i smelter av andre metaller. Disse metodene utnytter forskjeller i smeltetemperaturene til skall- og kjernematerialene eller forskjeller i deres løselighet i andre smeltede metaller eller salter.

Mekaniske metoder for å fjerne skjell inkluderer flere stadier. Først skjæres endedelene av drivstoffsamlingen av og demonteres i bunter av drivstoffstaver og individuelle drivstoffstaver. Deretter fjernes skallene mekanisk separat fra hvert brenselelement.

Åpning av brenselstaver kan utføres uten å skille kledningsmaterialene fra kjernematerialet.

Ved implementering av vannkjemiske metoder løses skallet og kjernen i samme løsningsmiddel for å få en felles løsning. Samoppløsning er tilrådelig ved prosessering av drivstoff med høyt innhold av verdifulle komponenter (235U og Pu) eller når ulike typer brenselsstaver med forskjellig størrelse og konfigurasjon behandles ved samme anlegg. Når det gjelder pyrokjemiske metoder, behandles drivstoffstaver med gassformige reagenser, som ødelegger ikke bare skallet, men også kjernen.

Et vellykket alternativ til metodene for åpning med samtidig fjerning av skallet og metoder for felles ødeleggelse av skallet og kjerner viste seg å være "kutte-utvaskingsmetoden". Metoden egner seg for å behandle brenselsstaver i skjell som er uløselige i salpetersyre. Drivstoffstavsammenstillinger kuttes i små biter, den eksponerte drivstoffstavkjernen blir tilgjengelig for kjemiske reagenser og løses opp i salpetersyre. Uoppløste skjell vaskes fra restene av løsningen som holdes tilbake i dem og fjernes i form av skrap. Å kutte drivstoffstaver har visse fordeler. Det resulterende avfallet - restene av skjellene - er i fast tilstand, dvs. det er ingen dannelse av flytende radioaktivt avfall, som ved kjemisk oppløsning av skallet; det er ingen betydelig tap av verdifulle komponenter, som under mekanisk fjerning av skjell, siden deler av skjell kan vaskes med en høy grad av fullstendighet; utformingen av skjæremaskiner er forenklet sammenlignet med utformingen av maskiner for mekanisk fjerning av foringsrør. Ulempen med kutte-utlutingsmetoden er kompleksiteten til utstyret for kutting av drivstoffstaver og behovet for fjernvedlikehold. Muligheten for å erstatte mekaniske skjæremetoder med elektrolytiske og lasermetoder undersøkes for tiden.

Brukte brenselsstaver fra reaktorer med høy og middels utbrenning akkumulerer en stor mengde gassformige radioaktive produkter som utgjør en alvorlig biologisk fare: tritium, jod og krypton. Under oppløsningen av kjernebrensel frigjøres de hovedsakelig og går med gassstrømmer, men forblir delvis i løsning og fordeles deretter i store mengder produkter gjennom hele foredlingskjeden. Tritium er spesielt farlig, og danner tritiert vann HTO, som da er vanskelig å skille fra vanlig vann H2O. Derfor, på stadiet med å forberede drivstoff for oppløsning, introduseres ytterligere operasjoner for å frigjøre drivstoffet fra hoveddelen av radioaktive gasser, og konsentrere dem i små mengder avfallsprodukter. Stykker av oksiddrivstoff utsettes for oksidativ behandling med oksygen ved en temperatur på 450-470 o C. Når strukturen til brenselgitteret omorganiseres på grunn av overgangen UO 2 -U 3 O 8, gassformige fisjonsprodukter - tritium, jod, og edelgasser - frigjøres. Løsning av drivstoffmaterialet under frigjøring av gassformige produkter, så vel som under overgangen av urandioksyd til lystgass, bidrar til å akselerere den påfølgende oppløsningen av materialer i salpetersyre.

Valget av metode for overføring av kjernebrensel til løsning avhenger av drivstoffets kjemiske form, metoden for foreløpig forberedelse av drivstoffet og behovet for å sikre en viss produktivitet. Uranmetall er oppløst i 8-11M HNO 3, og urandioksid er oppløst i 6-8M HNO 3 ved en temperatur på 80-100 o C.

Ødeleggelsen av drivstoffsammensetningen ved oppløsning fører til frigjøring av alle radioaktive fisjonsprodukter. I dette tilfellet kommer gassformige fisjonsprodukter inn i avgassutslippssystemet. Avgassene renses før de slippes ut i atmosfæren.

Isolering og rensing av målprodukter

Uran og plutonium, separert etter den første ekstraksjonssyklusen, blir ytterligere renset fra fisjonsprodukter, neptunium og hverandre til et nivå som oppfyller spesifikasjonene for kjernebrenselssyklusen og deretter omdannet til en kommersiell form.

De beste resultatene for videre rensing av uran oppnås ved å kombinere ulike metoder, som ekstraksjon og ionebytting. I industriell skala er det imidlertid mer økonomisk og teknisk enklere å bruke gjentatte ekstraksjonssykluser med samme løsningsmiddel - tributylfosfat.

Antallet ekstraksjonssykluser og dybden på uranrensing bestemmes av typen og utbrenningen av kjernebrensel som leveres for reprosessering og oppgaven med neptuniumseparasjon. For å oppfylle de tekniske spesifikasjonene for innholdet av uran-alfa-emittere i uran, må den totale neptuniumfjerningsfaktoren være ≥500. Etter sorpsjonsrensing blir uran ekstrahert på nytt til en vandig løsning, som analyseres for renhet, uraninnhold og grad av 235U anrikning.

Det siste stadiet av uranraffinering er ment å omdanne det til uranoksider – enten ved utfelling i form av uranylperoksid, uranyloksalat, ammoniumuranylkarbonat eller ammoniumuranat etterfulgt av kalsinering, eller ved direkte termisk dekomponering av uranylnitrathydrat.

Etter separasjon fra hovedmassen av uran blir plutonium utsatt for ytterligere rensing fra fisjonsprodukter, uran og andre aktinider til sin egen bakgrunn for γ- og β-aktivitet. Anleggene streber etter å produsere plutoniumdioksid som sluttprodukt, og deretter, i kombinasjon med kjemisk prosessering, produsere brenselsstaver, som unngår kostbar transport av plutonium, som krever spesielle forholdsregler spesielt ved transport av løsninger av plutoniumnitrat. Alle stadier av den teknologiske prosessen for rensing og konsentrasjon av plutonium krever spesiell pålitelighet av kjernefysiske sikkerhetssystemer, samt beskyttelse av personell og forebygging av muligheten for miljøforurensning på grunn av toksisiteten til plutonium og høye nivåer av α-stråling. Ved utvikling av utstyr tas alle faktorer som kan forårsake kritikalitet i betraktning: masse av spaltbart materiale, homogenitet, geometri, refleksjon av nøytroner, moderering og absorpsjon av nøytroner, samt konsentrasjonen av spaltbart materiale i denne prosessen, etc. Minimum kritisk masse av en vandig løsning av plutoniumnitrat er 510 g (hvis det er en vannreflektor). Atomsikkerhet når du utfører operasjoner i plutoniumgrenen, sikres det av den spesielle geometrien til enhetene (deres diameter og volum) og begrensningen av konsentrasjonen av plutonium i løsningen, som konstant overvåkes på visse punkter i den kontinuerlige prosessen.

Teknologien for den endelige rensingen og konsentrasjonen av plutonium er basert på påfølgende sykluser med ekstraksjon eller ionebytting og en ytterligere raffineringsoperasjon av plutoniumutfelling etterfulgt av termisk omdannelse til dioksid.

Plutoniumdioksid kommer inn i kondisjoneringsenheten, hvor det kalsineres, knuses, siktes, batcheres og pakkes.

For produksjon av blandet uran-plutoniumbrensel anbefales metoden for kjemisk samutfelling av uran og plutonium, noe som gjør det mulig å oppnå fullstendig homogenitet av drivstoffet. Denne prosessen krever ikke separasjon av uran og plutonium under reprosessering av brukt brensel. I dette tilfellet oppnås blandede løsninger ved delvis separering av uran og plutonium ved fortrengningsstripping. På denne måten er det mulig å oppnå (U, Pu)O2 for lettvanns atomreaktorer på termiske nøytroner med et PuO2 innhold på 3 %, samt for raske nøytronreaktorer med et PuO2 innhold på 20 %.

Diskusjonen om gjennomførbarheten av reprosessering av brukt brensel er ikke bare av vitenskapelig, teknisk og økonomisk karakter, men også av politisk karakter, siden utplassering av bygging av reprosesseringsanlegg utgjør en potensiell trussel om spredning av atomvåpen. Det sentrale problemet er å sikre fullstendig sikkerhet i produksjonen, dvs. sikre garantier for kontrollert bruk av plutonium og miljøsikkerhet. Derfor skapes det nå effektive systemer for å overvåke den teknologiske prosessen med kjemisk reprosessering av kjernebrensel, som gir muligheten til å bestemme mengden spaltbart materiale på ethvert stadium av prosessen. Forslag til såkalte alternative teknologiske prosesser, for eksempel CIVEX-prosessen, der plutonium ikke er fullstendig separert fra uran og fisjonsprodukter på noe stadium av prosessen, noe som i betydelig grad kompliserer muligheten for bruk i eksplosive anordninger, tjener også til å sikre garantier for ikke-spredning av atomvåpen.

Civex - reproduksjon av kjernebrensel uten å frigjøre plutonium.

For å forbedre miljøvennligheten til SNF-reprosessering, utvikles ikke-vandige teknologiske prosesser, som er basert på forskjeller i flyktigheten til komponentene i reprosesseringssystemet. Fordelene med ikke-vandige prosesser er deres kompakthet, fravær av sterke fortynninger og dannelse av store volumer flytende radioaktivt avfall, og den mindre påvirkningen av strålingsnedbrytningsprosesser. Det genererte avfallet er i fast fase og tar opp et betydelig mindre volum.

For tiden studeres en variant av organisering av et kjernekraftverk, der det ikke bygges identiske enheter (for eksempel tre identiske termiske nøytronenheter) på stasjonen, men forskjellige typer (for eksempel to termiske og en rask reaktor). Først brennes drivstoff anriket på 235U i en termisk reaktor (med dannelse av plutonium), deretter overføres drivstoffet til en hurtigreaktor, der 238U behandles ved bruk av det resulterende plutoniumet. Etter slutten av brukssyklusen tilføres det brukte brenselet til det radiokjemiske anlegget, som ligger direkte på territoriet til atomkraftverket. Anlegget driver ikke fullstendig opparbeiding av drivstoff - det er begrenset til å separere bare uran og plutonium fra brukt brensel (ved å destillere av heksafluoridfluorider av disse elementene). Det utskilte uranet og plutoniumet brukes til produksjon av nytt blandet brensel, og det resterende brukte brenselet går enten til et anlegg for separering av nyttige radionuklider eller for deponering.

Fjerning, behandling og deponering av avfall fra fareklasse 1 til 5

Vi samarbeider med alle regioner i Russland. Gyldig lisens. Et komplett sett med avsluttende dokumenter. Individuell tilnærming til kunden og fleksibel prispolitikk.

Ved å bruke dette skjemaet kan du legge igjen en forespørsel om tjenester, forespørsel Kommersielt tilbud eller få en gratis konsultasjon fra våre spesialister.

Sende

På 1900-tallet så det ut til å ha avsluttet den ustanselige jakten på en ideell energikilde. Denne kilden var kjernene til atomer og reaksjonene som skjedde i dem - den aktive utviklingen av atomvåpen og byggingen av atomkraftverk begynte over hele verden.

Men planeten møtte raskt problemet med å behandle og ødelegge atomavfall. Energien fra atomreaktorer medfører mange farer, det samme gjør avfallet fra denne industrien. Til nå er det ingen gjennomutviklet prosesseringsteknologi, mens selve feltet utvikler seg aktivt. Derfor avhenger sikkerheten først og fremst av riktig avhending.

Definisjon

Atomavfall inneholder radioaktive isotoper sikker kjemiske elementer. I Russland, i henhold til definisjonen gitt i føderal lov nr. 170 "On the Use of Atomic Energy" (datert 21. november 1995), er videre bruk av slikt avfall ikke gitt.

Hovedfaren for materialer er utslipp av gigantiske doser stråling, som har en skadelig effekt på en levende organisme. Konsekvensene av radioaktiv eksponering inkluderer genetiske lidelser, strålesyke og død.

Klassifikasjonskart

Hovedkilden til kjernefysiske materialer i Russland er atomenergisektoren og militær utvikling. Alt atomavfall har tre grader av stråling, kjent for mange fra fysikkkurs:

• Alfa - strålende.
• Beta - emitterende.
• Gamma - strålende.

De første regnes som de mest ufarlige, siden de produserer et ikke-farlig strålingsnivå, i motsetning til de to andre. Riktignok forhindrer dette ikke dem i å bli inkludert i klassen for det mest farlige avfallet.


Generelt deler kartet over klassifiseringer av atomavfall i Russland det inn i tre typer:

1. Solid kjernefysisk rusk. Dette inkluderer en enorm mengde vedlikeholdsmateriell i energisektoren, personalklær og søppel som samler seg under arbeid. Slikt avfall brennes i ovner, hvoretter asken blandes med en spesiell sementblanding. Den helles på fat, forsegles og sendes til lagring. Gravleggingen er beskrevet i detalj nedenfor.
2. Væske. Driften av atomreaktorer er umulig uten bruk av teknologiske løsninger. I tillegg inkluderer dette vann som brukes til å behandle spesialdresser og vaskearbeidere. Væskene fordampes grundig, og deretter skjer begravelse. Flytende avfall resirkuleres ofte og brukes som brensel for atomreaktorer.
3. Strukturelle elementer av reaktorer, transport og anlegg teknisk kontroll ved virksomheten utgjør en egen gruppe. Avhending av dem er den dyreste. I dag er det to alternativer: å installere sarkofagen eller demontere den med dens delvise dekontaminering og videre sende den til lagring for begravelse.

Kartet over atomavfall i Russland identifiserer også lavt og høyt nivå:

• Lavaktivt avfall - oppstår under aktivitetene til medisinske institusjoner, institutter og forskningssentre. Her brukes radioaktive stoffer for å utføre kjemiske tester. Nivået av stråling som sendes ut av disse materialene er svært lavt. Riktig avhending kan gjøre farlig avfall til vanlig avfall i løpet av noen få uker, og deretter kan det kastes som vanlig avfall.
• Høyaktivt avfall er brukt reaktorbrensel og materialer som brukes i militærindustrien for å utvikle atomvåpen. Drivstoffet på stasjonene består av spesielle stenger med radioaktivt stoff. Reaktoren er i drift i ca. 12 - 18 måneder, hvoretter drivstoffet må skiftes. Mengden avfall er rett og slett kolossal. Og dette tallet vokser i alle land som utvikler atomenergisektoren. Deponering av høyaktivt avfall må ta hensyn til alle nyansene for å unngå katastrofe for miljø og mennesker.

Gjenvinning og avhending

For øyeblikket finnes det flere metoder for deponering av atomavfall. Alle av dem har sine fordeler og ulemper, men uansett hvordan du ser på dem, lar de deg ikke fullstendig kvitte deg med faren for radioaktiv eksponering.

Begravelse

Avfallshåndtering er den mest lovende deponeringsmetoden, som er spesielt aktivt brukt i Russland. Først skjer prosessen med forglasning eller "vitrifisering" av avfallet. Det brukte stoffet kalsineres, hvoretter kvarts tilsettes blandingen, og dette "flytende glasset" helles i spesielle sylindriske stålformer. Det resulterende glassmaterialet er motstandsdyktig mot vann, noe som reduserer muligheten for at radioaktive elementer kommer inn i miljøet.

De ferdige sylindrene brygges og vaskes grundig, og blir kvitt den minste forurensning. Deretter sendes de til lagring i veldig lang tid. Lagringsanlegget ligger i geologisk stabile områder slik at lageret ikke skades.

Geologisk deponering utføres på mer enn 300 meters dyp på en slik måte at avfallet ikke krever ytterligere vedlikehold over lengre tid.

Brenner

Noen kjernefysiske materialer, som nevnt ovenfor, er direkte resultater av produksjonen, og et slags biproduktavfall i energisektoren. Dette er materialer som ble utsatt for bestråling under produksjonen: avfallspapir, tre, klær, husholdningsavfall.

Alt dette brennes i spesialdesignede ovner for å minimere nivået på giftige stoffer i atmosfæren. Asken, blant annet avfall, er sementert.

Sementering

Deponering (en av metodene) av atomavfall i Russland ved sementering er en av de vanligste praksisene. Tanken er å plassere bestrålte materialer og radioaktive elementer i spesielle beholdere, som deretter fylles med en spesiell løsning. Sammensetningen av en slik løsning inkluderer en hel cocktail av kjemiske elementer.

Som et resultat er det praktisk talt upåvirket eksternt miljø, som lar deg oppnå en nesten ubegrenset periode. Men det er verdt å ta forbehold om at slik begravelse bare er mulig for deponering av avfall med middels farenivå.

Tetning

En langvarig og ganske pålitelig praksis rettet mot deponering og reduksjon av avfallsmengde. Den brukes ikke til behandling av grunnleggende drivstoffmaterialer, men tillater behandling av annet avfall lavt nivå fare. Denne teknologien bruker hydrauliske og pneumatiske presser med lavtrykkskraft.

Gjenbruk

Bruken av radioaktivt materiale på energiområdet skjer ikke i sin fulle utstrekning på grunn av den spesifikke aktiviteten til disse stoffene. Etter å ha brukt tiden sin, er avfallet fortsatt en potensiell energikilde for reaktorer.

I den moderne verden, og spesielt i Russland, er situasjonen med energiressurser ganske alvorlig, og derfor virker den sekundære bruken av kjernefysiske materialer som drivstoff for reaktorer ikke lenger utrolig.

I dag finnes det metoder som gjør det mulig å bruke brukte råvarer til energianvendelser. Radioisotoper i avfall brukes til behandling matvarer og som et "batteri" for drift av termoelektriske reaktorer.

Men teknologien er fortsatt under utvikling, og en ideell prosesseringsmetode er ikke funnet. Imidlertid kan behandling og destruksjon av atomavfall delvis løse problemet med slikt avfall ved å bruke det som brensel for reaktorer.

Dessverre, i Russland, blir en slik metode for å kvitte seg med atomavfall praktisk talt ikke utviklet.

Volumer

I Russland, over hele verden, utgjør volumet av atomavfall som sendes til deponering titusenvis av kubikkmeter årlig. Hvert år tar europeiske lagringsanlegg imot omtrent 45 tusen kubikkmeter avfall, mens i USA absorberer bare ett deponi i delstaten Nevada dette volumet.

Atomavfall og arbeid relatert til det i utlandet og i Russland er aktivitetene til spesialiserte bedrifter utstyrt med høykvalitetsteknologi og utstyr. Ved virksomheter er avfall utsatt på ulike måter behandling beskrevet ovenfor. Som et resultat er det mulig å redusere volumet, redusere farenivået og til og med bruke noe avfall i energisektoren som brensel for atomreaktorer.

Det fredelige atomet har lenge bevist at alt ikke er så enkelt. Energisektoren er i utvikling og vil fortsette å utvikle seg. Det samme kan sies om militær sfære. Men hvis vi noen ganger lukker øynene for utslipp av annet avfall, kan feil deponert atomavfall forårsake en total katastrofe for hele menneskeheten. Derfor krever dette problemet en tidlig løsning før det er for sent.

Planetens befolkning, så vel som behovet for energi, vokser bare hvert år, sammen med prisene på gass og olje, hvis prosessering forresten har sine triste og irreversible konsekvenser for jordens økologi. Og kjernekraft har i dag ikke et verdig alternativ, verken med tanke på lønnsomhet eller evne til å dekke globale energibehov.

Til tross for at slike utsagn høres veldig abstrakte ut, vil oppgivelsen av kjernekraft i praksis bety en kraftig prisøkning for ting som er nødvendig for alle, for eksempel mat, klær, medisiner, Hvitevarer, utdanning, medisin, muligheten til å bevege seg fritt rundt i verden og mye mer. I en slik situasjon er den beste løsningen å fokusere innsatsen på å gjøre kjernekraft så sikker og effektiv som mulig.

Ikke alle vet dette faktum: ferskt atombrensel utgjør ingen fare for mennesker. Før den utbredte introduksjonen av industriell automasjon, ble urandioksid brenselpellets drevet inn i monteringsstaver for hånd. Radioaktiviteten til brensel øker flere millioner ganger etter bestråling i en atomreaktor. Det er i dette øyeblikket det blir farlig for mennesker og miljø.

Som all produksjon genererer kjernekraftverk avfall. Samtidig er mengden avfall som produseres av kjernekraftverk betydelig mindre sammenlignet med andre industrier, men på grunn av den høye faren for miljøet krever det spesiell håndtering. Og her er det nødvendig å avklare en viss forvirring mellom begrepene RW (radioaktivt avfall) og SNF (brukt kjernebrensel), som ofte oppstår i media.

I følge den russiske klassifiseringen refererer SNF til brukte brenselelementer fjernet fra reaktoren. La oss spore veien som naturlig uran utvunnet i gruver omdannes til brukt kjernebrensel. Naturlig uran består som kjent av isotopene uran-235 og uran-238. Moderne kjernekraftverk opererer på uran - 235. Men på grunn av det lave innholdet av 235-isotopen (bare 0,7%), for bruk som kjernebrensel, må uran som utvinnes fra jordens tarm anrikes til noen få prosent. Uran brukt i reaktorer plasseres i brenselelementer (brenselelementer), hvorfra brenselelementer er satt sammen i form av sekskantede stenger. De senkes i reaktoren til en kritisk masse er nådd. Før oppstart av reaktoren inneholder brenselstavene 95 % uran-238 og 5 % uran-235. Som et resultat av driften av reaktoren vises fisjonsprodukter - radioaktive isotoper - i stedet for uran-235. Stavene er fjernet, men som brukt kjernebrensel.

SNF har en rik ressurspotensial. For det første har radioisotoper fra brukt brensel, som kan utvinnes kjemisk, utbredt medisinsk og vitenskapelig anvendelse. Og ikke bare for medisinske formål - platinagruppemetaller dannet i en reaktor under fisjon av uran er billigere enn de samme metallene som er oppnådd fra malm. For det andre inneholder det brukte brenselet uran-238, som regnes på verdensbasis som hovedbrenselelementet i fremtidige atomkraftverk. Dermed blir opparbeidet brukt kjernebrensel ikke bare den rikeste kilden for å skaffe ferskt kjernebrensel, men løser også miljøproblemene med uranforekomster: det er ingen vits i å utvikle urangruver, fordi for øyeblikket har 22 tusen tonn brukt kjernebrensel allerede blitt samlet i Russland. Samtidig er innholdet av radioaktive grunnstoffer i brukt brensel, som ikke kan reprosesseres og krever pålitelig isolasjon fra miljøet, bare 3 %. Til referanse: reprosessering av 50 tonn brukt kjernebrensel sparer 1,6 milliarder kubikkmeter naturgass eller 1,2 millioner tonn olje.

Radioaktivt avfall (RAW) inneholder også radioisotoper. Forskjellen er at det ikke er mulig å utvinne dem, eller at kostnadene ved å utvinne dem ikke er økonomisk gjennomførbare. For øyeblikket, avhengig av type radioaktivt avfall, er det flere måter å håndtere radioaktivt avfall på. Handlingssekvensen er som følger: For det første reduseres volumet av radioaktivt avfall. I dette tilfellet, for fast radioaktivt avfall, brukes pressing eller forbrenning, for flytende radioaktivt avfall - koagulering og fordampning, prosessering gjennom mekaniske eller ionebytterfiltre. Etter behandling med spesielle stoff- eller fiberfiltre reduseres volumet av gassformig radioaktivt avfall. Det neste trinnet er immobilisering, det vil si å plassere radioaktivt avfall i en holdbar matrise av sement, bitumen, glass, keramikk eller andre materialer som reduserer sannsynligheten for at radioaktivt avfall slippes ut i miljøet. De resulterende massene legges i spesielle beholdere og lagres deretter. Det siste trinnet er flytting av beholdere med radioaktivt avfall til deponiet.

I følge forskere er den mest effektive metoden for deponering av radioaktivt avfall i dag i stabile geologiske formasjoner jordskorpen. Denne metoden gir en effektiv isolerende barriere i en periode på titusener til millioner av år. Publisert i den elektroniske bulletinen til European Atomic Society, viste resultatene av felles forskning fra Subatech-laboratoriet i Frankrike og SCK-CEN-forskningssenteret i Belgia at perioden hvor blokker med atomavfall kan opprettholde sin integritet overstiger 100 tusen år. Forskerne kom til denne konklusjonen etter å ha gjort sannsynlige estimater av mulig oppløsning av nedgravd atomavfall fra åpne og lukkede brenselssykluser over ulike tidsperioder.

På den nylige internasjonale vitenskapelig-praktisk konferanse"Sikkerhet, effektivitet og økonomi ved kjernekraft", presserende problemer med håndtering av brukt kjernebrensel ble også diskutert. I Russland utføres lagring og reprosessering av brukt kjernebrensel for tiden av Mayak produksjonsforening (Ozersk, Chelyabinsk-regionen) og Mining and Chemical Combine (Zheleznogorsk, Krasnoyarsk Territory), som er en del av atom- og strålingssikkerhetskomplekset til Rosatom State Corporation. Rådgiver for statsselskapet "Rosatom" I.V. Gusakov-Stanyukovich snakket om avdelingens "Program for å skape infrastruktur og håndtering av brukt kjernebrensel for 2011-2020 og for perioden frem til 2030." Ifølge ham, i dag, av de 22 000 tonn brukt brensel som er tilgjengelig, er det meste lokalisert ved atomkraftverk. Samtidig er mengden som fjernes til lagring i løpet av året mindre enn det atomkraftverket klarer å produsere i løpet av denne tiden. Og hvis brukt brensel fra de stasjonene som bruker reaktorer av typen VVER (trykkvannkraftreaktor) transporteres for lagring ved Federal State Unitary Enterprise Mining Chemical Combine eller for reprosessering ved Federal State Unitary Enterprise PA Mayak, så er hovedproblemet med Det nåværende øyeblikket er brukt brensel til RBMK-reaktorer (høyeffektkanalreaktor), hvis mengde er 12,5 tusen tonn. Tørrlagringsanlegget for RBMK brukt brensel ved Mining and Chemical Combine startet nylig i drift, og våren 2012 kom det første toget med brukt brensel fra Leningrad NPP dit. I fremtiden vil betinget SNF fra Leningrad, Kursk og Smolensk NPPs bli sendt til Mining and Chemical Combine, og substandard SNF vil bli sendt til PA Mayak.

Gjennomføringen av programmet for opprettelse av infrastruktur og håndtering av brukt kjernebrensel innen 2018 vil gjøre det mulig å øke volumet av årlig fjerning av brukt kjernebrensel fra kjernekraftverksteder, som vil overstige den årlige produksjonen av brukt kjernebrensel med 1,5 ganger. Og innen 2030 vil alt 100 % av brukt brensel fra RBMK-1000- og VVER-1000-reaktorer bli plassert for langsiktig sentralisert lagring på MCC-stedet, hvoretter hovedspesialiseringen til MCC vil være produksjon av MOX-drivstoff. Når det gjelder planer for brukt brensel fra VVER-440- og BN-600-reaktorer, samt transport- og forskningsreaktorer, vil reprosesseringen av disse brukte brenselene bli utført på Mayak. Et unntak vil være Bilibino NPP, hvor det er upraktisk å transportere brukt brensel til sentraliserte reprosesseringsanlegg på grunn av dens geografiske avsidesliggende beliggenhet, så det vil bli gravd ned på stedet.

For øyeblikket er håndteringen av brukt kjernebrensel et begrensende stadium, det vil si at det bestemmer utsiktene for utvikling av kjernekraft. Alle land med atomenergi (unntatt kanskje Frankrike) har akkumulert kolossale mengder brukt atombrensel, og den uløste karakteren av dette problemet setter spørsmålstegn ved implementeringen av ytterligere planer for utvikling av atomprosjekter.

Et russisk trekk er det omfattende utvalget av akkumulert drivstoff, som er knyttet til historien om utviklingen av kjernekraft i landet vårt. Derfor, for å løse problemet med brukt kjernebrensel, er det nødvendig å utvikle en rekke unike teknologier og lage et kompleks av infrastrukturanlegg.

SNF-styringssystemet som er utviklet i Russland inkluderer lagring, transport og reprosessering av SNF. Lagring utføres i reaktor- og lagringsanlegg på stedet for kjernekraftverk og forskningsreaktorer, i basseng-type lagringsanlegg ved to anlegg av State Corporation Rosatom - FSUE MCC og FSUE PA Mayak - med en kapasitet på 8600 tonn og 2500 tonn. tonn, samt på atomtjenestefartøy isbryterflåten(SNF fra transportreaktorer) og kysttekniske baser.

I dag har totalt 22 tusen tonn brukt kjernebrensel blitt samlet ved fasilitetene til Rosatom State Corporation. Hvert år losses ca. 650 tonn brukt brensel fra reaktorene til russiske atomkraftverk, mens ikke mer enn 15 % av dette volumet reprosesseres.

For å løse problemet med akkumulert og nygenerert brukt kjernebrensel, oppretter Rosatom State Corporation et styringssystem for brukt brensel, inkludert regulatoriske, finansielle, økonomiske og infrastrukturelle komponenter. Flytskjema for SNF ledelse forskjellige typer for perioden frem til 2030 er presentert i figur 1.

For øyeblikket er den viktigste økonomiske mekanismen for å løse akkumulerte problemer innen håndtering av brukt kjernebrensel, radioaktivt avfall og dekommisjonering av kjernefysiske anlegg det føderale målprogrammet "Sikring av kjernefysisk og strålingssikkerhet for 2008 og for perioden frem til 2015" (FTP NRS) ). Fra og med 2015 starter bidrag til forvaltningsfondet for brukt brensel fra juridiske personer som eier brukt brensel (hovedsakelig Rosenergoatom Concern OJSC).

Blant de store SNF-prosjektene, hvis implementering er gitt av Federal Targeted Nuclear Safety Program, bør følgende bemerkes:

• bygging av et "tørt" lagringsanlegg for RBMK-1000 og VVER-1000 brukt brensel;
• rekonstruksjon av det eksisterende "våte" lagringsanlegget ved gasskjemikaliekomplekset;
• forberedelse og tilveiebringelse av fjerning av akkumulerte mengder brukt kjernebrensel fra kjernekraftverk;
• kompleks av arbeider for håndtering av brukt brensel fra reaktorer av AMB-typen (separering av brukt brensel og reprosessering av brukt brensel ved Mayak PA);
• fjerning og prosessering av høyt anrikede DAV-90-blokker akkumulert fra driften av industrielle reaktorer;
• opprettelse av et eksperimentelt demonstrasjonssenter for reprosessering av brukt kjernebrensel basert på innovative teknologier;
• fjerning av brukt brensel fra forskningsreaktorer for reprosessering ved FSUE PA Mayak, etc.

Radiokjemisk produksjon ved Mayak PA

I dag er det i Russland bare ett radiokjemisk produksjonsanlegg - RT-1-komplekset til Mayak PA, hvor brukt brensel fra VVER-440, BN-600-reaktorer, forsknings- og transportanlegg behandles. Den teknologiske ordningen er en modifisert PUREX-prosess. Samtidig er RT-1 det eneste radiokjemiske produksjonsanlegget i verden som i tillegg til uran og plutonium også produserer neptunium. Forglasset høyaktivt avfall beregnet for videre deponering i Russland inneholder foreløpig ikke lenger radionuklider som utgjør det største totale bidraget til den langsiktige radiotoksisiteten til nedgravd avfall. I tillegg driver RT-1 verdens eneste høynivåavfallsfraksjoneringsenhet for å separere nuklider for produksjon av isotopprodukter. Det føderale målrettede programmet for atomsikkerhet sørger for implementering av tiltak for å sikre miljøsikkerhet, trinnvis reduksjon og opphør av utslipp av flytende radioaktivt avfall av Federal State Unitary Enterprise PA Mayak. Slike hendelser inkluderer følgende:

• utvikling av strategiske løsninger på problemene med Techa-kaskaden av reservoarer;
• bevaring av reservoarene V-9 (Karachay) og V-17 (Old Swamp);
• opprettelse av et felles kloakksystem med utslipp av behandlet vann til venstre breddkanal;
• bygging av renseanlegg for spesialkloakkvann, middels og lavaktivt radioaktivt avfall;
• opprettelse av et kompleks for sementering av flytende og heterogent flytende avfall;
• opprettelse av et SRW-behandlingskompleks og bygging av et lagringsanlegg nær overflaten for solid ILW og LLW;
• opprettelse av en ny forglasningsovn og utvidelse av det forglassede HLW-lageret;
• opprettelse av et moderne radioøkologisk overvåkingssystem.

Mayak PA gjennomfører et arbeid med å modernisere de teknologiske ordningene for reprosessering av brukt brensel for å redusere volumet av prosessavfall, samt for å sikre muligheten for mottak og reprosessering av alle typer brukt brensel, inkludert de som for øyeblikket ikke er under reprosessering. På mellomlang sikt bør reprosessering av de mest "problematiske" typene akkumulert brukt kjernebrensel - AMB, EGP (hvis en passende beslutning tas), DAV, defekte RBMK-montasjer osv. sikres.

Forberedelse for reprosessering av AMB brukt brensel

Et av de mest presserende problemene innen atom- og strålesikkerhet er håndteringen av brukt brensel fra AMB-reaktorer. To AMB-reaktorer ved Beloyarsk NPP ble stengt i 1989. Det brukte brenselet har blitt losset fra reaktorene og er for tiden lagret i kjølebassengene til Beloyarsk NPP og det "våte" lagringsanlegget til Mayak PA.

Karakteristiske trekk ved brukte AMB-brenselelementer er tilstedeværelsen av omtrent 40 typer drivstoffsammensetninger og store totale dimensjoner (lengde på brukte enheter er omtrent 13 m). Hovedproblemet under deres lagring ved Beloyarsk NPP er korrosjon av kassettrørene og foringen av bassengene for brukt brensel.

Federal Targeted Nuclear Safety Program sørger for et sett med arbeider for håndtering av AMB brukt brensel, som inkluderer reprosessering ved Mayak PA. For tiden er teknologier for radiokjemisk reprosessering av AMB brukt brensel og teknologiske forskrifter valgt og begrunnet. I 2011 ble det gjennomført en pilotreprosessering av AM-brensel, en analog av AMB-brensel. Et prosjekt for skjære- og penetreringsavdelingen (SPD) ble utviklet, og det ble holdt en konkurranse for kapitalarbeid på opprettelsen (utvikling av arbeidsdokumentasjon, konstruksjonsarbeid og produksjon av SPD-utstyr). Samtidig ble det ved Belojarsk NPP iverksatt tiltak for sikker lagring av AMB brukt brensel: installasjon av K17u karbonstålkassetter i rustfrie kasser, klargjøring tekniske midler for umiddelbar søk og eliminering av lekkasjer i kjølende damforing, rekonstruksjon ventilasjonssystemer, forberedelse for tetting av lokalene i tilknytning til svømmebassengene. Innen 2015 er det planlagt å fullføre utviklingen og testingen av teknologiske løsninger for skjæring av kassetter med brukte brenselelementer i ORP og radiokjemisk reprosessering av brukt brensel, installasjon av utstyr, igangkjøring og igangkjøring av skjære- og penetreringsavdelingen ved PA Mayak.

Start av kutting og opparbeiding av AMB brukt brensel er planlagt i 2016. Innen 2018 skal det brukte brenselet som er lagret i Mayak PA-lagringsbassenget være reprosessert; i 2020 er det planlagt å tømme Beloyarsk NPP-bassengene fullstendig for dette brenselet, og i 2023 vil opparbeidingen være fullført.

Alternativer for en endelig løsning på EGP SNF-problematikken

Den eneste typen brukt kjernebrensel som det foreløpig ikke er tatt noen beslutning om i sluttfasen, er brensel fra EGP-reaktorene (Bilibino NPP). Som AMB brukt brensel er det også langt, sammensetningen av drivstoffsammensetningen er nær sammensetningen av en av modifikasjonene av AMB drivstoff, derfor denne typen SNF kan reprosesseres på Mayak etter oppstart av driften av ORP, det vil si etter 2016. Imidlertid bestemmer den svært store avstanden til Bilibino NPP, mangelen på infrastruktur for utvinning og fjerning av brukt brensel fra stasjonsstedet og tilstrekkelig transportinfrastruktur i området der den ligger, de ekstremt høye kostnadene ved å implementere dette prosjektet. Samtidig skaper permafrost i området der Bilibino-kjernekraftverket ligger gunstige forhold for å organisere et endelig isolasjonspunkt for radioaktivt avfall og brukt kjernebrensel, som for eksempel:

• bruk av en naturlig termofysisk barriere;
• fraværet av fritt vann i vertsgeologiske miljø, som forhindrer migrering av radionuklider fra lagringsanlegget til miljøet;
• bremse redoksreaksjoner i permafrost, noe som øker levetiden til konstruerte barrierer.

Innenfor rammen av Federal Targeted Nuclear Safety Program, er det utviklet alternativer for å fjerne brukt kjernebrensel fra Bilibino NPP-området for reprosessering:

• med vei til havnen i Chersky, deretter sjøveien til Murmansk, deretter med jernbane i PA "Mayak";
• med bil til Keperveem flyplass, deretter med fly til Yemelyanovo flyplass, deretter med tog til Mayak PA.

Et annet alternativ involverer bygging i umiddelbar nærhet av Bilibino NPP-området av et pilotindustrianlegg for underjordisk isolasjon av et borehull eller adit-type («Sikkerhet» kjernefysiske teknologier og miljøet», nr. 2-2012, s. 133-139). Et omfattende begrunnet valg til fordel for et av alternativene for håndtering av brukt brensel fra EGP bør gjøres i løpet av 2012 av en arbeidsgruppe, som inkluderer representanter for Rosatom State Corporation, Chukotka-administrasjonen, atomindustriorganisasjoner - utviklere av transport og teknologisk ordninger for håndtering av SNF fra EGP, og ekspertorganisasjonen til Rostechnadzor (STC NRS).

Håndtering av bestrålte DAV-blokker

For tiden har Siberian Chemical and Mining Chemical Combines akkumulert et stort volum av bestrålte DAV-90-blokker som inneholder høyt anriket uran. De har vært lagret i reaktoranleggs kjølebassenger siden 1989. Årlige inspeksjoner av tilstanden til skjellene til DAV-90-blokker viser tilstedeværelsen av korrosjonsfeil.

Rosatom State Corporation har bestemt seg for å eksportere DAV-90-enheter for behandling hos Mayak PA. Det er utviklet og produsert et parti med transport- og emballasjecontainere som oppfyller alle moderne sikkerhetskrav; det arbeides med å klargjøre og utstyre nødvendig utstyr laste- og losseenheter ved Siberian Chemical Combine, Mining Chemical Combine og Mayak Production Association, for komplettering av partier av DAV-blokker for transport for prosessering. I 2012 bør fullskalatester av transport- og teknologiordningen for fjerning av DAV-90 til PA Mayak utføres, inkludert "varme" tester.

Fjerning av RBMK brukt brensel fra kjernekraftverk

Det største volumet av akkumulert brukt brensel er RBMK-1000 drivstoff, som frem til 2011 ikke ble fjernet fra kjernekraftverk. For å fjerne hovedvolumet av akkumulert RBMK-1000 brukt brensel fra stasjonsplasser, er følgende gitt:

• opprettelse av komplekser for kutting av brukt brensel ved kjernekraftverkene Leningrad, Kursk og Smolensk;
• organisering ved kjernekraftverk av bufferplasser for "tørr" lagring av brukt brensel i tobruksbeholdere med påfølgende fjerning til gruve- og kjemikaliekomplekset;
• bygging av et "tørt" lager ved gasskjemikaliekomplekset.

I april 2012 ble den første delen av RBMK brukt brensel fjernet for "tørr" lagring.

For tiden fortsetter driften av komplekset for demontering av brukte brenselenheter ved Leningrad NPP som vanlig.

Demonteringskomplekset for brukt brensel er designet for å motta brukte brenselelementer fra lagringsanlegget på stedet, skille de brukte brenselelementene i to bunter med brenselstaver (FB), installere FB i ampuller, laste ampullene inn i avstandshylsen MBC og legg kassen i beholderen. Driftssikkerheten er sikret av teknologien for å forsterke individuelle bunter av drivstoffelementer før lasting i en container. Ampullen har en atomsikker geometri og er et beskyttende skall for atomreaktoren som ikke tillater brukt brensel å unnslippe fra den, både under prosessen med å kutte de brukte brenselenhetene i kammeret og under langtidslagring. Utformingen av ampullen, samt ordningen for transport og lagring av PT i et individuelt skall, sikrer:

• forebygging av SNF-søl under transportoperasjoner i SFA-skjærekammeret;
• redusere alvorlighetsgraden av konsekvensene av mulige utilsiktede fall, både av ampullene selv og tilfellet med ampuller med PT under arbeid i skjæreavdelingen;
• redusere alvorlighetsgraden av konsekvensene i tilfelle av mulig utilsiktet fall av containeren under transporten.

Defekt RBMK brukt brensel, som ikke kan plasseres i "tørt" lager, vil bli behandlet ved Mayak PA i de kommende årene. I 2011 ble et «pilot»-prosjekt implementert som demonstrerte muligheten for å levere og behandle RBMK brukt brensel ved bruk av standardteknologi for å produsere kommersielle uranprodukter («Safety of Nuclear Technologies and the Environment», nr. 2-2012, s. 142- 145).

SNF-lager ved Gruve- og kjemianlegget

Det sentraliserte "tørr" lagringsanlegget for brukt brensel som opprettes ved MCC er en struktur av kammertypen.

Designløsninger for kammerlagring inkluderer to kontrollerte fysiske barrierer:

• forseglet (sveiset) beholder (4 m høy for 30 PT RBMK-1000 drivstoff og 5 m høy for tre VVER-1000 brukte brenselenheter);
• lagringsenhet (rør), forseglet ved sveising.

Kjøling av lagerenheter sikres ved naturlig konveksjon: RBMK-1000 reaktor SNF – med tverrgående lufttilførsel, VVER-1000 reaktorreaktor brukt brensel – med langsgående lufttilførsel.

I 2011 ble lanseringskomplekset for lagring av RBMK-1000 brukt brensel med en kapasitet på 9 200 tonn UO 2 satt i drift. I 2015 vil en annen tørrlagringsmodul for RBMK-1000 brukte brenselelementer med en kapasitet på 15.870 tonn UO 2 bli lansert, samt et "tørt" lager for VVER-1000 brukte brenselelementer med en kapasitet på 8.600 tonn. UO 2.

For tiden blir brukt brensel fra VVER-1000-reaktorer, etter tre år med aldring i bassenger nær reaktorer, plassert i det sentraliserte "våte" lagringsanlegget til MCC, hvis kapasitet er økt til 8600 tonn. lagringskapasitet på VVER-1000 brukt brensel, er det planlagt å opprette et containerlager.

Ved Mining and Chemical Combine, i tillegg til sentraliserte lagringsanlegg for brukt brensel, opprettes et anlegg for fremstilling av MOX-brensel til hurtigreaktoren BN-800. Det er planlagt å bygge et underjordisk laboratorium for forskning innen geologisk isolering av høynivå- og langlivet radioaktivt avfall, samt et eksperimentelt demonstrasjonssenter for utvikling av innovative teknologier for reprosessering av brukt kjernebrensel (i fremtiden - et stort radiokjemisk reprosesseringsanlegg).

Eksperiment- og demonstrasjonssenter

Eksperiment- og demonstrasjonssenteret (ODC) som for tiden opprettes er ment å teste i industriell skala nye tilnærminger til reprosessering av brukt kjernebrensel med minimalisering av dannelsen av flytende radioaktivt avfall, effektiv separering av 3H og 129I ved hovedoperasjonene for å ekskludere disse nuklidene fra avfallsstrømmer, innhenting av pålitelige innledende data for storskala design prosesseringskompleks. Mulighetene for å reprosessere brukt kjernebrensel i "kundeordre"-modus vil bli studert, det vil si med nomenklaturen og kvaliteten på regenereringsprodukter spesifisert av kunden.

I prosessen med å utvikle ODC, gjenskapes en moderne vitenskapelig og teknologisk base for utviklingen av den radiokjemiske industrien og øke kompetansenivået til design- og ingeniørorganisasjoner. Ved den nyopprettede ODC vil det utvikles innovative teknologier, primært basert på vandige prosesseringsmetoder (forenklet PUREX-prosess, prosessering ved bruk av krystalliseringsrensing av uran, ekstraksjonsfraksjonering av høyaktivt avfall, andre vandige prosesser) samt en ikke-vandig prosessering. metode - væskeutvinning. Den teknologiske ordningen til den viktigste teknologiske linjen til ODC vil sikre en lukket teknologisk syklus og en reduksjon i volumet av radioaktivt avfall for deponering. Den utviklede ODC er multifunksjonell og inkluderer: en "grunnleggende" teknologisk linje som sikrer utvikling av teknologien for hele syklusen av SNF-reprosessering, med en kapasitet på 100 tonn SNF per år; forskningskamre for testing av individuelle operasjoner av nye SNF-reprosesseringsteknologier, med en kapasitet på 2 tonn til 5 tonn SNF per år; analytisk kompleks; ikke-teknologisk avfallsbehandling enhet; lagring av U-Pu-Np-produkter; HLW lagringsanlegg; SAO lagringsanlegg.

Av de rundt 1000 enhetene med ikke-standardutstyr utviklet for ODC, er omtrent en fjerdedel helt nytt utstyr som ikke har noen analoger. For nye typer utstyr jobbes det med å teste det på fullskala mock-ups på spesiallagde «kalde» stativer. For tiden er ODC-prosjektet utviklet og under utvikling arbeidsdokumentasjon, byggeplassen er klargjort, det avholdes konkurranser, det jobbes med å lage ikke-standardutstyr og kjøpe standardutstyr. Innen 2015 er det planlagt å opprette lanseringskompleks ODC med bygging av hele bygningen og kommunikasjon i sin helhet og utstyr til forskningskamre for å starte testing av teknologier i 2016.

Utsikter for reprosessering av brukt brensel ved Mining and Chemical Combine

Basert på miljømessig og økonomisk optimaliserte innovative teknologier valgt og testet i industriell skala, er det planlagt å opprette et storskala radiokjemisk prosessanlegg innen 2025. Dette foretaket, sammen med produksjon av brensel til hurtigreaktorer og anlegget for endelig isolering av opparbeidingsavfall for brukt brensel, vil gi en mulighet til å løse problemet med både akkumulert brensel og brukt brensel som skal losses fra eksisterende og planlagt kjernekraft planter.

Det er planlagt å reprosessere brukt brensel fra VVER-1000-reaktorer og de fleste av RBMK-1000-brenselelementene både i det eksperimentelle demonstrasjonssenteret og i storskalaproduksjon ved MCC. Regenereringsprodukter vil bli brukt i kjernefysisk brenselsyklus, uran - i produksjon av brensel til termiske nøytronreaktorer, plutonium (sammen med neptunium) - for hurtigreaktorer. Samtidig vil reprosesseringshastigheten av RBMK brukt brensel avhenge av etterspørselen etter regenereringsprodukter (både uran og plutonium) i kjernebrenselssyklusen.

Tilnærmingene beskrevet ovenfor dannet grunnlaget for "Program for etablering av infrastruktur og håndtering av brukt kjernebrensel for 2012-2020 og for perioden frem til 2030", godkjent i november 2011 ("Safety of Nuclear Technologies and the Environment", nr. 2-2012, s. 40-55).

Forfatter

Politikken til det statlige selskapet "Rosatom" innen håndtering av brukt kjernebrensel, fastsatt i industrikonseptet for SNF Management (2008), er basert på det grunnleggende prinsippet - behovet for å reprosessere brukt kjernebrensel for å sikre miljømessig akseptabel forvaltning av fisjonsprodukter og tilbakeføring av regenerert kjernebrensel til kjernefysisk brenselssyklus. Høyeste prioritet ved håndtering av brukt kjernebrensel er gitt til å sikre kjernefysisk og strålesikkerhet, fysisk beskyttelse og sikkerhet for kjernefysiske materialer i alle ledd av brenselhåndteringen, og ikke legge en for stor belastning på fremtidige generasjoner. De strategiske retningene på dette området er:

• opprettelse av et pålitelig system for kontrollert lagring av brukt kjernebrensel;
• utvikling av reprosesseringsteknologier for brukt brensel;
• balansert involvering av regenereringsprodukter i kjernefysisk brenselssyklus;
• endelig isolering (deponering) av radioaktivt avfall generert under behandling.