Harcanan nükleer yakıtın bileşimi ve yeniden işleme yöntemleri. Nükleer Yakıt Döngüsü: Harcanmış Nükleer Yakıt

MOSKOVA, 21 Haziran – RIA Novosti. Devlet şirketi "Rosatom" "Üretim Birliği" Mayak" (Ozersk, Çelyabinsk bölgesi) girişimi, 2020 yılına kadar her türden kullanılmış nükleer yakıtın (SNF) yeniden işlenmesi teknolojilerinde uzmanlaşan dünyadaki ilk kuruluş olmayı planlıyor, milletvekili Mayak'ın stratejik gelişimden sorumlu Genel Müdürü Dmitry Kolupaev.

Atomexpo 2017'nin organizatörü devlet şirketi Rosatom'dur. Forumun genel bilgi ortağı RIA Novosti ajansıdır (MIA Rossiya Segodnya'nın amiral gemisi kaynağı).

Kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi, kullanılmış nükleer yakıtın radyasyon tehlikesini en aza indirmeyi, kullanılmayan bileşenlerin güvenli bir şekilde imha edilmesini, faydalı maddelerin ayrıştırılmasını ve daha fazla kullanılmasını sağlamayı amaçlayan yüksek teknolojili bir süreçtir. Kullanılmış nükleer yakıtın endüstriyel olarak yeniden işlenmesi üç ülkede (Rusya, Fransa ve Büyük Britanya) gerçekleştirilmektedir.

Mayak, yeniden işlediği kullanılmış nükleer yakıtın kapsamını genişletmek için bir proje uyguluyor. Özellikle, Rus VVER-1000 reaktörlerinden gelen kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi teknolojisinde uzmanlaşılmıştır. Bu proje, işletmenin önümüzdeki bir buçuk ila iki yıl içinde, yabancı tasarımlı kullanılmış nükleer yakıt ve arızalı yakıt düzenekleri de dahil olmak üzere her türlü kullanılmış nükleer yakıtı yeniden işleyebilen dünyadaki tek kuruluş olmasını sağlayacaktır. Bu, Rosatom'a dünya pazarlarında ek rekabet avantajı sağlayacak.

Mayak, yerli nükleer endüstrideki ilk endüstriyel tesistir. Sovyet atom silahlarının oluşturulması için gerekli olan silah kalitesinde plütonyum üretmek için yaratıldı. Mayak'ın öncelikli çalışma alanları şu anda kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi, izotopların ve radyasyon izleme ekipmanlarının üretimi ve devlet savunma emirlerinin uygulanmasıdır.

"Omnivor" kompleksi

"Son yıllarda Mayak, araştırma reaktörlerinden gelen kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi konusunda önemli ilerleme kaydetti. Çeşitli yakıt bileşimlerinin yeniden işlenmesi konusunda uzmanlaştık, ancak kilit proje muhtemelen uranyum-zirkonyum yakıtının yeniden işlenmesi olacak. Bunun için üretim tesisleri Bu yıl hazır olmalı." dedi Kolupaev.

Bunun bir pilot tesis olacağını, bunun öncelikle gerekli teknolojileri test etmemizi sağlayacağını, daha sonra fiilen bir üretim tesisi haline geleceğini açıkladı.

"Böyle bir yakıt nispeten az var ve bu, her şeyden önce, bizim kullanılmış yakıtımız. nükleer buz kırıcılar. Kuzeydeki bir kuru konteyner depolama tesisinde bulunuyor ancak uzun süre kullanılamıyor. Bu nedenle, bu tür kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi sorununun çözülmesi gerekiyor ve bu, büyük üretim kapasiteleri gerektirmiyor." diye belirtti ajansın muhatabı.

Kolupaev, harcanan uranyum-zirkonyum nükleer yakıtın deneysel olarak yeniden işlenmesinin 2018 yılına kadar uygulamaya konması gerektiğini de sözlerine ekledi. "Bu aslında Mayak'ı işletmemizin işleyebileceği yakıt bileşimleri yelpazesi açısından mutlak bir teknolojik lider haline getirecek, çünkü bu teknolojide uzmanlaştıktan sonra her türlü yakıt bileşimini işleyebileceğiz" dedi.

"Ve belki de son nokta, Beloyarsk NPP'nin ilk aşamasının AMB reaktörlerinden kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesinin geliştirilmesi olacak. Yakıt bileşimlerinde çok fazla sorun yok (birkaç düzine yakıt türü kullanıldı) istasyonun birinci ve ikinci birimlerinde), ancak kullanılmış yakıt düzeneklerinin geometrik boyutlarında." - dedi Kolupaev.

Bu düzenekler 14 metre uzunluğa ulaşır ve bunları kesmek için gereklidir. özel kurulum, açıkladı.

Mayak genel müdür yardımcısı, "2020 yılına kadar oluşturulması planlanıyor. Daha sonra Mayak'ta hem farklı kullanılmış nükleer yakıt türleri hem de kullanılmış yakıt düzeneklerinin boyutu için" her şeyi yiyen "bir yeniden işleme kompleksi tamamen oluşturulacak" dedi. .

Radyoaktif atıkların yeniden işlenmesi

Kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesine ek olarak Mayak, yeniden işleme teknolojisini aktif olarak geliştiriyor Radyoaktif atık Kolupaev, diye hatırladı.

"Yakın gelecekte şirket, Birleşik Krallık'taki meslektaşlarımızın yaptığı gibi çimentolamanın optimal olmadığı başta plütonyum içeren atıklar olmak üzere uzun ömürlü orta düzey atıkları katılaştırmak için bir tesis işletmeye başlamayı planlıyor. yaklaşım, yüksek dayanıklılığa ve iyi atık kapasitesine sahip seramik benzeri bir matrisin kullanımına dayanıyor” dedi.

Kolupaev, geçen yılın Mayak için iyonlaştırıcı radyasyon kaynaklarının yeniden işlenmesine yönelik bir projenin uygulanması açısından bir tür "başlangıç" olduğunu belirtti.

"İade edilen kaynakların hacmi açısından yükümlülüklerimizi tam olarak yerine getirdik. Bu yıl, geri dönüşüm için iade edilen kaynakların hacmi önemli ölçüde daha fazla olacak. Kaynak geri dönüşümü teknolojisini, bunu daha ucuz ve müşteriler için daha çekici hale getirmek için optimize ediyoruz. Bu, ortaklarımızın, kaynakların tedarik edildiği andan tamamen imha edilmesine kadar olan hizmet döngüsünün tamamını almalarına olanak sağlayacak çok önemli bir alandır" diye ekledi.

Gezegenin nüfusu ve enerji ihtiyacı, gaz ve petrol fiyatlarıyla birlikte her yıl artıyor; bu arada, bunların işlenmesi, dünyanın ekolojisi açısından üzücü ve geri dönüşü olmayan sonuçlara yol açıyor. Ve bugün nükleer enerjinin ne kârlılık ne de küresel enerji ihtiyaçlarını karşılama yeteneği açısından değerli bir alternatifi yok.

Bu tür ifadeler kulağa çok soyut gelse de, pratikte nükleer enerjiden vazgeçilmesi, gıda, giyim, ilaç, konfor gibi herkes için gerekli olan şeylerin fiyatında keskin bir artış anlamına gelecektir. Aletler, eğitim, tıp, dünya çapında özgürce hareket etme yeteneği ve çok daha fazlası. Böyle bir durumda en iyi çözüm, nükleer enerjiyi mümkün olduğu kadar güvenli ve verimli hale getirmeye odaklanmaktır.

Şu gerçeği herkes bilmiyor: Taze nükleer yakıt insanlar için herhangi bir tehlike oluşturmuyor. Endüstriyel otomasyonun yaygınlaşmasından önce, uranyum dioksit yakıt peletleri montaj çubuklarına elle çakılıyordu. Yakıtın radyoaktivitesi, bir nükleer reaktörde ışınlama sonrasında birkaç milyon kat artar. Şu anda insanlar ve çevre için tehlikeli hale geliyor.

Her üretim gibi nükleer santraller de atık üretir. Aynı zamanda nükleer santrallerin ürettiği atık miktarı diğer endüstrilere göre önemli ölçüde daha azdır ancak çevreye olan tehlikesinin yüksek olması nedeniyle özel muamele gerektirir. Ve burada medyada sıklıkla ortaya çıkan RW (radyoaktif atık) ve SNF (harcanmış nükleer yakıt) kavramları arasındaki bazı kafa karışıklıklarını açıklığa kavuşturmak gerekiyor.

İle Rus sınıflandırması SNF, reaktörden çıkarılan kullanılmış yakıt elemanlarını ifade eder. Madenlerden çıkarılan doğal uranyumun kullanılmış nükleer yakıta dönüştürüldüğü yolu izleyelim. Bildiğimiz gibi doğal uranyum, uranyum-235 ve uranyum-238 izotoplarından oluşur. Modern nükleer santraller uranyum - 235 ile çalışıyor. düşük içerik 235 izotopu (sadece %0,7), nükleer yakıt olarak kullanılmak üzere dünyanın bağırsaklarından çıkarılan uranyumun yüzde birkaç oranında zenginleştirilmesi gerekmektedir. Reaktörlerde kullanılan uranyum, yakıt düzeneklerinin altıgen çubuklar şeklinde monte edildiği yakıt elemanlarına (yakıt elemanları) yerleştirilir. Kritik kütleye ulaşılıncaya kadar reaktöre daldırılırlar. Reaktörü başlatmadan önce yakıt çubukları %95 uranyum-238 ve %5 uranyum-235 içermektedir. Reaktörün çalışması sonucunda uranyum-235 yerine fisyon ürünleri (radyoaktif izotoplar) ortaya çıkıyor. Çubuklar çıkarılır, ancak kullanılmış nükleer yakıt olarak kullanılır.

SNF zengin kaynak potansiyeline sahiptir. İlk olarak, kullanılmış yakıttan kimyasal olarak çıkarılabilen radyoizotoplar geniş uygulama tıbbi ve bilimsel amaçlar için. Ve sadece tıbbi amaçlar için değil - metaller platin grubu Uranyumun bölünmesi sırasında bir reaktörde oluşan metaller, cevherden elde edilen aynı metallerden daha ucuzdur. İkincisi, kullanılmış yakıt, dünya çapında gelecekteki nükleer santrallerin ana yakıt unsuru olarak kabul edilen uranyum-238'i içermektedir. Böylece, yeniden işlenmiş kullanılmış nükleer yakıt, yalnızca taze nükleer yakıt elde etmek için en zengin kaynak olmakla kalmıyor, aynı zamanda uranyum yataklarının çevresel sorunlarını da çözüyor: uranyum madenleri geliştirmenin bir anlamı yok, çünkü şu anda 22 bin ton kullanılmış nükleer yakıt halihazırda kullanılmış durumda. Rusya'da biriktirildi. Aynı zamanda, yeniden işlenemeyen ve çevreden güvenilir bir izolasyon gerektiren kullanılmış yakıttaki radyoaktif elementlerin içeriği sadece% 3'tür. Referans olarak: 50 ton kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi 1,6 milyar metreküp tasarruf sağlar doğal gaz veya 1,2 milyon ton petrol.

Radyoaktif atıklar (RAW) ayrıca radyoizotoplar da içerir. Aradaki fark, bunları çıkarmanın mümkün olmaması veya çıkarmanın maliyetinin ekonomik olarak uygun olmamasıdır. Şu anda radyoaktif atıkların türüne bağlı olarak radyoaktif atıkların yönetilmesinin çeşitli yolları vardır. Eylem sırası şu şekildedir: ilk olarak radyoaktif atık hacmi azaltılır. Bu durumda, katı radyoaktif atıklar için presleme veya yakma, sıvı radyoaktif atıklar için ise pıhtılaşma ve buharlaştırma, mekanik veya iyon değiştirme filtreleri aracılığıyla işleme uygulanır. Özel kumaş veya fiber filtreler kullanılarak yapılan arıtma sonrasında gaz halindeki radyoaktif atıkların hacmi azaltılır. Bir sonraki aşama immobilizasyondur, yani radyoaktif atıkların, radyoaktif atıkların çevreye salınma olasılığını azaltan dayanıklı bir çimento, bitüm, cam, seramik veya diğer malzemelerden oluşan bir matris içine yerleştirilmesidir. Ortaya çıkan kütleler özel kaplara konularak depolanır. Son aşama, radyoaktif atık içeren kapların imha alanına taşınmasıdır.

Bilim adamlarına göre günümüzde radyoaktif atıkların bertaraf edilmesinin en etkili yöntemi yerkabuğunun istikrarlı jeolojik oluşumlarıdır. Bu yöntem, onbinlerce ila milyonlarca yıllık bir süre boyunca etkili bir yalıtım bariyeri sağlar. Avrupa Atom Topluluğu'nun elektronik bülteninde yayınlanan, Fransa'daki Subatech laboratuvarı ile Belçika'daki SCK-CEN araştırma merkezinin ortak araştırmasının sonuçları, nükleer atık içeren blokların bütünlüğünü koruyabilme süresinin 100 bin yılı aştığını gösterdi. Araştırmacılar bu sonuca, çeşitli zaman dilimlerinde açık ve kapalı yakıt döngülerinden gömülü nükleer atıkların olası çözünmesine ilişkin olasılıksal tahminler yaptıktan sonra ulaştılar.

Moskova'da düzenlenen son uluslararası bilimsel ve uygulamalı konferansta, nükleer enerjinin güvenliği, verimliliği ve ekonomisi de, kullanılmış nükleer yakıt yönetiminin acil sorunları tartışıldı. Rusya'da kullanılmış nükleer yakıtın depolanması ve yeniden işlenmesi şu anda Mayak üretim birliği (Ozersk, Çelyabinsk bölgesi) ve Madencilik ve Kimya Kombinesi (Zheleznogorsk, Krasnoyarsk bölgesi Devlet Şirketi Rosatom'un nükleer ve radyasyon güvenliği kompleksinin bir parçası olan. Devlet Şirketi "Rosatom" Danışmanı I.V. Gusakov-Stanyukovich, "2011-2020 ve 2030'a kadar olan dönem için altyapı oluşturma ve kullanılmış nükleer yakıtın işlenmesine yönelik program" departmanı hakkında konuştu. Ona göre bugün mevcut olan 22.000 ton kullanılmış yakıtın çoğu nükleer santrallerde bulunmaktadır. Aynı zamanda yıl içinde depolamaya çıkarılan miktar, nükleer santralin bu süre içinde üretebildiği miktardan daha azdır. Ve VVER tipi reaktörler (su soğutmalı güç reaktörü) kullanan istasyonlardan harcanan yakıt, Federal Devlet Üniter İşletmesi Madencilik ve Kimyasal Kombine'de depolanmak veya Federal Devlet Üniter İşletmesi PA Mayak'ta yeniden işlenmek üzere taşınırsa, o zaman ana problemŞu anda bu, miktarı 12,5 bin ton olan RBMK reaktörlerinden (yüksek güçlü kanal reaktörü) kullanılmış yakıttır. Madencilik ve Kimya Kombinesinde RBMK kullanılmış yakıt için kuru depolama tesisi yakın zamanda faaliyete geçti ve 2012 baharında Leningrad NPP'den kullanılmış yakıtı taşıyan ilk tren buraya geldi. Gelecekte, Leningrad, Kursk ve Smolensk NPP'lerinden şartlandırılmış SNF, Madencilik ve Kimya Kombinesine gönderilecek ve standart altı SNF, PA Mayak'a gönderilecek.

Altyapı oluşturma ve kullanılmış nükleer yakıtın işlenmesine yönelik programın 2018 yılına kadar uygulanması, kullanılmış nükleer yakıtın nükleer santral sahalarından yıllık olarak çıkarılması hacminin artırılmasını mümkün kılacak ve bu, yıllık kullanılmış nükleer yakıt üretimini 1,5 kat aşacaktır. Ve 2030 yılına kadar, RBMK-1000 ve VVER-1000 reaktörlerinden gelen kullanılmış yakıtın tamamı, MCC sahasında uzun vadeli merkezi depolama için yerleştirilecek ve bundan sonra MCC'nin ana uzmanlığı, MOX yakıtı üretimi olacak. VVER-440 ve BN-600 reaktörlerinin yanı sıra nakliye ve araştırma reaktörlerinden gelen kullanılmış yakıtlara ilişkin planlara gelince, bu kullanılmış yakıtların yeniden işlenmesi Mayak'ta gerçekleştirilecek. Kullanılmış yakıtın coğrafi uzaklığı nedeniyle merkezi yeniden işleme tesislerine taşınmasının pratik olmadığı Bilibino Nükleer Santrali bir istisna olacak ve bu nedenle sahada gömülecek.

Güç reaktörlerinden elde edilen kullanılmış nükleer yakıt Nükleer yakıt çevriminin reaktör sonrası aşamasının başlangıç ​​aşaması, açık ve kapalı nükleer yakıt çevrimleri için aynıdır.

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

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

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

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

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

2) Güç reaktörleri için yakıt çubukları.

Endüstriyel reaktörlerden gelen SNF hatasız olarak yeniden işlenirken SNF her zaman yeniden işlenmez. Elektrik üretiminde kullanılan kullanılmış yakıt, atıklara tabi tutulmadığı takdirde yüksek düzeyli atık olarak sınıflandırılır. ilave işlemler veya işlenmişse değerli enerji hammaddelerine. Bazı ülkelerde (ABD, İsveç, Kanada, İspanya, Finlandiya) SNF tamamen radyoaktif atık (RAW) olarak sınıflandırılmaktadır. İngiltere, Fransa, Japonya'da - hammaddelere enerji sağlamak için. Rusya'da kullanılmış yakıtın bir kısmı radyoaktif atık olarak değerlendirilmekte ve bir kısmı yeniden işlenmek üzere radyokimya tesislerine gönderilmektedir (146).

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Yeni yakıt üretimi için uranyum ve plütonyum elde edilmesi;

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

Tıpta, endüstride ve bilimde kullanılan çeşitli radyoizotopların elde edilmesi;

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

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

Radyoaktif atıkların bertarafıyla ilgili çevre sorunlarının çözülmesi.

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

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

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

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

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

Şekil 36. Uranyum ve plütonyumun dolaşımına ilişkin genel şema kapalı döngü (156).

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

Kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesinin teknolojik süreci şunları içerir:

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

Çözünme;

Balast safsızlıklarının temizleme solüsyonları;

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

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

Diğer radyonüklitleri içeren çözeltilerin işlenmesi ve bunların ayrılması.

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

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

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

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

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

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

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

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

Bununla birlikte, modern güç reaktörlerinin yakıt çubukları, korozyona dayanıklı, az çözünen malzemelerden yapılmış kabuklara sahiptir: zirkonyum, kalaylı zirkonyum alaşımları (zirkal) veya niyobyum, paslanmaz çelik. Bu malzemelerin seçici çözünmesi yalnızca oldukça agresif ortamlarda mümkündür. Zirkonyum hidroflorik asitte, oksalik veya nitrik asitlerle veya NH4F çözeltisiyle karışımlarında çözülür. Paslanmaz çelik kabuk - 4-6 M H 2 SO 4 kaynatılır. Kabukların çıkarılmasına yönelik kimyasal yöntemin ana dezavantajı, büyük miktarda yüksek oranda tuzlu sıvı radyoaktif atık oluşmasıdır.

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

Mekanik yöntemler Kabuğun çıkarılması birkaç aşamadan oluşur. İlk olarak, yakıt düzeneğinin uç kısımları kesilir ve yakıt çubukları ve ayrı yakıt çubukları demetleri halinde sökülür. Daha sonra mermiler her yakıt çubuğundan ayrı ayrı mekanik olarak çıkarılır.

Yakıt çubuklarının açılması, kaplama malzemelerini çekirdek malzemesinden ayırmadan gerçekleştirilebilir.

Su-kimyasal yöntemler uygulanırken ortak bir çözelti elde etmek için kabuk ve çekirdek aynı çözücü içinde çözülür. Yüksek miktarda değerli bileşen (235U ve Pu) içeren yakıt işlenirken veya boyut ve konfigürasyon açısından farklı türdeki yakıt elemanları aynı tesiste işlenirken birlikte çözünme tavsiye edilir. Pirokimyasal yöntemler durumunda, yakıt çubukları, yalnızca kabuğu değil aynı zamanda çekirdeği de tahrip eden gazlı reaktiflerle işlenir.

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

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

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

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

Hedef ürünlerin izolasyonu ve saflaştırılması

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

En iyi sonuçlar Uranyumun daha fazla saflaştırılması, ekstraksiyon ve iyon değişimi gibi farklı yöntemlerin birleştirilmesiyle sağlanır. Bununla birlikte, endüstriyel ölçekte, aynı solvent - tributil fosfat ile tekrarlanan ekstraksiyon döngülerinin kullanılması daha ekonomik ve teknik olarak daha basittir.

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

Uranyum rafinasyonunun son aşamasında, ya uranil peroksit, uranil oksalat, amonyum uranil karbonat veya amonyum uranat formunda çökeltme ve ardından kalsinasyon yoluyla ya da uranil nitrat hekzahidratın doğrudan termal ayrışması yoluyla uranyum oksitlere dönüştürülmesi amaçlanır.

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

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

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

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

Kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesinin fizibilitesine ilişkin tartışma yalnızca bilimsel, teknik ve ekonomik nitelikte değil, aynı zamanda siyasi niteliktedir; çünkü yeniden işleme tesislerinin inşası, nükleer silahların yayılmasına yönelik potansiyel bir tehdit oluşturmaktadır. Temel sorun, üretimin tam güvenliğini sağlamaktır; plütonyumun kontrollü kullanımı ve çevre güvenliği garantilerinin sağlanması. Bu nedenle, şimdi yaratıyorlar verimli sistemler Nükleer yakıtın kimyasal olarak yeniden işlenmesine ilişkin teknolojik sürecin kontrolü, sürecin herhangi bir aşamasında bölünebilir malzeme miktarını belirleme yeteneği sağlar. Plütonyumun sürecin herhangi bir aşamasında uranyum ve fisyon ürünlerinden tamamen ayrılmadığı ve patlayıcı cihazlarda kullanım olasılığını önemli ölçüde karmaşıklaştıran CIVEX süreci gibi sözde alternatif teknolojik süreç önerileri de şunları sağlamaya hizmet ediyor: Nükleer silahların yayılmasının önlenmesine ilişkin garantiler.

Civex - plütonyum salmadan nükleer yakıtın çoğaltılması.

SNF'nin susuz yeniden işlenmesinin çevre dostu olmasını sağlamak teknolojik süreçler işlenmekte olan sistemin bileşenlerinin uçuculuğundaki farklılıklara dayanmaktadır. Sulu olmayan süreçlerin avantajları, kompaktlıkları, güçlü seyreltmelerin olmaması ve büyük hacimlerde sıvı radyoaktif atık oluşumu ve radyasyon ayrışma işlemlerinin daha az etkisidir. Üretilen atık katı fazdadır ve çok daha küçük bir hacim kaplar.

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

Kapalı nükleer yakıt döngüsünün açıklamasına devam etmeden önce, ikna olduğum gibi, SNF - kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi süreci hakkında çok daha ayrıntılı olarak konuşmaya değer. Ve şunu kabul etmeliyim: Sonuçta, nükleer enerjinin her türden muhalifi tarafından körüklenen radyofobinin çoğu, tam olarak, sizi inanılmaz radyoaktiviteyle ve günden güne yere seren, kullanılmış nükleer yakıtın korkunç zararlılığı hakkındaki efsaneye dayanıyor. bugün tüm gezegeni ve onunla birlikte biz “fakirleri” de yok edecek. Dolayısıyla, ilk başta planlamamış olsam da, kullanılmış nükleer yakıtın depolanması ve yeniden işlenmesi hakkında bir döngü içinde bir döngü yazmam gerekecek.

Bölüm 3.

İşleme söz konusu olduğunda işler her zaman sorunsuz gitmiyordu. 1947 yılında Amerikalı Larned Brown Asprey tarafından patenti alınan Purex prosesi hem Batı'da uygulanmaya başlayana kadar hem de burada 1943 yılında aynı ABD'de geliştirilen bizmut-fosfat prosesini kullanıyorduk. Bizmut-fosfat işlemi, her şeyden önce, plütonyum-239'un oluşturulması için özel olarak "uyarlanmış" üreme reaktörlerinden gelen kullanılmış yakıttan silah kalitesinde plütonyum üretmek için kullanıldı. Onun sayesinde Nagazaki plütonyum yükünden "memnun oldu" ve aynı bizmut-fosfat süreci SSCB'de bombalarımızı oluşturmak için kullanıldı. Hem Amerikalılar hem de biz nükleer bir kalkan ve kılıç yapmak için acele ediyorduk, bu yüzden Asprey'in fikrinde gerekenden daha sonra ustalaşmaya başladık.

Bizmut-fosfat süreci bizde çok kötü bir anı bıraktı: 1957'den bu yana, Ozersk'ten Pionersk'e kadar, Doğu Ural radyoaktif yolu 300 km'den fazla uzanıyordu, 23 bin kilometre kareyi ve bu bölgede yaşayan 272 bin insanı kapsıyordu. Ateistler rüzgar gülünden bahsediyor, inananlar birilerinin veya bir şeyin Rusya'yı koruduğundan bahsediyor, tartışmanın bir anlamı yok: Doğu Uralların izi, nüfusu bir milyonun üzerinde olan Sverdlovsk ve Çelyabinsk şehirlerine dokunmadı. Ancak nükleer silahlar kanlı hasadını aldı - ilk 10 günde en az 200 kişi radyasyondan öldü ve toplam kurban sayısının 250 bin kişi olduğu tahmin ediliyor. Bunun hakkında ayrıntılı olarak konuşmamak imkansızdır - bunun nasıl mümkün olduğunu ve bunun bir daha asla olmamasını sağlamak için her şeyin yapılıp yapılmadığını açıkça anlamalısınız. Yani elbette Mayak fabrikasındaki bu kazayla ilgili bir hikaye olacak. Ancak bunu hemen yapmayalım; önce harcanan nükleer yakıtın ne olduğunu ve Rusya'da ve yurt dışında nasıl kullanıldığını daha ayrıntılı olarak anlamaya çalışalım. Öyleyse kullanılmış nükleer yakıtın nasıl depolandığını inceleyerek başlayalım ve ardından onu yeniden işleme yöntemlerine geçeceğiz.

Greenpeace ve diğer çevre aktivistlerinin web sitelerinde gezinirken bazen SNF kısaltmasına “atık” nükleer yakıt olarak rastladım.

“Atık”?.. Konvansiyonel bir ton kullanılmış nükleer yakıtta ne gördüğümüzü bir kez daha hatırlatmama izin verin. 924 kg uranyum-238. Vay, bir “israf”! Sonuçta, genellikle %99 veya daha fazla atık kaya içeren doğal cevherden çıkarıldı. Madenlerden/taş ocaklarından çıkarıldılar, mekanik, kimyasal olarak arıtıldılar, uzak köşelerden taşındılar, santrifüjlerde döndürüldüler ve tüm bunlardan sonra kimse buna “atık” demek ister mi? Kahretsin, vicdan yok... Sırada - aslında tüm nükleer enerjimizin çalıştığı yaklaşık 8-9 kg uranyum-235. Doğada hiçbir şekilde bulunmayan plütonyum izotopları 10 ila 12 kg arasındadır, yalnızca reaktörün kendisinde "büyüyebilir". Ton başına 945 kilogram kesinlikle insanın büyük emek ve büyük paralar harcayarak elde ettiği faydalı maddelerdir. Diğer 21 kg ise uranyum ötesi elementlerdir.

"Transuranyum", uranyumdan daha ağır olan, yine doğada bulunmayan ve yalnızca nükleer reaktörde "yetiştirilen" olanlardır. Bunlar arasında örneğin neptunyum-237 izotopu, plütonyum-238 üretimi için mükemmel bir başlangıç ​​malzemesidir. Ve plütonyum-238, radyoaktif elektrik kaynakları olan RTG'lerin temelidir: plütonyum-238 bozunduğunda ısı üretir ve bir termoelektrik jeneratör bunu elektriğe dönüştürür. RTG'ler, güneş panellerinin artık kullanışlı olmadığı yerlere uçan uzay aracının ekipmanına güç sağlıyor. Örneğin RTG, Quority Mars gezicisine elektrik sağlıyor - şimdi RTG 125 watt elektrik gücü sağlıyor, 14 yıl içinde 100 watt üretecek. Voyager ekipmanı ve Plüton'a fırlatılan New Horizon'un ekipmanı RTG'ler üzerinde çalıştı ve hala çalışıyor. Ve ayrıca RTG'ler - Kuzey Denizi Rotası boyunca, şaşırtıcı derecede yumuşak hava koşullarına sahip deniz kıyılarında yıllarca çalışan navigasyon ekipmanı. RTG'ler aynı tür yerlerdeki meteoroloji istasyonlarının işidir: Bir kere kurulurlar ve bir sonraki çağrıya kadar 20-30 yılları kalır. "Geri çekilmek"?..

Americium-241, çok çeşitli endüstrilerde ihtiyaç duyulan ölçüm cihazlarının temelini oluşturur. Yalnızca bu eleman, örneğin metal şeritlerin ve cam levhaların kalınlığının sürekli olarak ölçülmesini mümkün kılar. Amerikyum-241 yardımıyla plastiklerin, sentetik filmlerin ve kağıtların üretimleri sırasında elektrostatikleri uzaklaştırılır, bazı duman dedektörlerinde kullanılır. Amerikyum-243 daha da ümit vericidir; yalnızca 3,78 kg'lık kritik kütleye sahip bir zincirleme reaksiyona neden olabilir. Hayır, bombalar için değil, sakin olun, endişelenmeyin. 3,78 kilo, sessizce yörüngeye yükselen, bir uzay aracının günümüzün uzay aracından tamamen farklı hızlarda derin uzaya fırlatılabileceği ultra kompakt bir reaktördür. Hayır, burada fantastik bir hikaye uydurmuyorum: bir ton kullanılmış yakıt, yaklaşık bir kilogram amerikan-241 içerir ve bundan neredeyse bir kilogram amerikan-243 üretilebilir.

Uranyum ötesi atomlar ve izotopları hakkında daha fazla konuşabiliriz; bunların çoğu zaten ilginç, çoğu da en cazip olasılıkların önünü açıyor. Bu yüzden kullanılmış nükleer yakıta “atık” diyen kişiyi anlamak ve affetmek istiyorum. İstiyorum ama yapamıyorum.

Radyoaktif tehlikenin tamamı, geriye kalan 30-35 kg'lık sözde "fisyon ürünleri"dir. Zincirleme reaksiyon yalnızca "bir nötronun iki nötronu devirmesi ve bunların da dört nötronu daha devre dışı bırakması" değildir. Nötronlar nötrondur ama bu nötronun çarpmaya tenezzül ettiği atoma ne olur? Çarpma uranyum-235 atomunun parçalanmasına neden olur ve plütonyum atomu da aynısını yapar. Evet, nükleer enerjinin birkaç kelimeyi hak eden bir “sırrı” daha var.

Bir reaktörde plütonyumun nasıl oluştuğunu hatırlıyor musunuz? Zaman zaman uranyum-238 formundaki “balast” bir nötronu kabul eder ve iki beta bozunmasından sonra plütonyum-239'a dönüşür. Ve plütonyum, uranyum-235'ten çok daha kolay bir şekilde zincirleme reaksiyona giriyor ve bunu oluştuğu anda yapıyor. Plütonyum "yanıyor" ve tüm reaktörlerimize güç katıyor - bu iyi ve kullanışlı. Kullanılmış yakıtta ortalama olarak bulunan plütonyumun% 1'i, "yanma" zamanı olmayan plütonyumdur ve yakıt elemanlarının reaktörde bulunduğu süre boyunca iki kat daha fazla üretilir.

Yani kullanılmış nükleer yakıtın tüm zararlılığı, nötronların uranyum-235 çekirdeğine ve plütonyum çekirdeğine çarpması sonucu oluşan parçalardır. Her tonda üç - üç buçuk kilo nadir pislik ve iğrençlik var. Bu elementlerin bazıları aktif olarak nötronları “yemeye” başlar ve reaksiyonu yavaşlatır. Bu elementlerin bazıları yakıt peletinin gücünü bozarak onu kırılgan hale getirir ve bazıları genellikle yakıt peletlerinin "şişmesine" neden olan gazlardır. Ve tüm fisyon ürünleri (bundan sonra sadece PD olarak anılacaktır. Hayır, sadece P ve D, istenmesine rağmen fazladan harf eklemenize gerek yok!) - müstehcen derecede radyoaktiftir. Dolayısıyla, kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesinden bahsettiğimizde, aynı %3-3,5'lik FP'yi nasıl mümkün olduğunca güvenli hale getireceğimizden, yanmamış uranyum-235'in ve reaktör plütonyumunun nasıl yeniden kullanılacağından bahsediyoruz. Her ihtimale karşı, “reaktör plütonyumunun” ne olduğunu tekrarlayacağım: 239, 240 ve 241 numaralı plütonyum izotoplarının bir karışımı. Plütonyum-240, reaktör plütonyumunun hiçbir zaman silah sınıfı plütonyum haline gelmemesini sağlayan, yani kullanılmış nükleer hale getiren şeydir. nükleer silahların yayılması açısından yakıt güvenlidir.

Teori oluşturmak istemiyorum, sadece yakıt çubuklarının reaktörden çıkarıldıktan sonraki akıbetine bakalım. PD'de nükleer reaksiyonlar devam ettiğinden, düzenekler içeriden "yayılır" ve ısınır. Bu “mutluluğu” nereye koyacağız? Peki, onu taşıma! En basit su olan su, nötronları çok iyi yavaşlatır; bu nedenle kullanılmış nükleer yakıt içeren yakıt çubukları, tesis bünyesindeki özel havuzlara yerleştirilir. Radyoaktivite ve sıcaklığın taşınmasına izin verecek değerlere düşmesinden sonra çubuklar çıkarılır, özel kalın duvarlı konteynerlere yerleştirilir ve özel “kuru depolama tesislerine” taşınır. Su-su reaktörlerinde “sonra” üç yıldır, daha azı imkansızdır. Taşımacılık hiç de önemsiz bir işlem değildir. Yakıt çubuğu düzeneklerini dökme demir ve kurşundan yapılmış bir şeye yapıştırın - ağırlık budur! Bu nedenle, kaplar basitçe çeliktir, ancak atıl gazlarla doludurlar - nötronları emer ve aynı zamanda soğuturlar. Ve şimdi konteynerlerin kendisi, yine çeliğin olduğu, ancak zaten betonla tamamlandığı taşıma ve paketleme komplekslerine gönderiliyor. Bunları havuzdan çıkardılar, konteynerlere koydular, konteynerlere gaz pompaladılar, konteynerleri paketlediler, komplekslere yerleştirdiler ve ancak bundan sonra onları uzaklaştırdılar. Sadece bu şekilde ve başka şekilde değil.

Nereye götürüyorlar? Kuru kullanılmış yakıt depolama tesisleri Rusya, ABD, Kanada, İsviçre, Almanya, İspanya, Belçika, Fransa, İngiltere, İsveç, Japonya, Ermenistan, Slovakya, Çek Cumhuriyeti, Romanya, Bulgaristan, Arjantin, Romanya ve Ukrayna'da hayata geçirilmiştir. . Diğer tüm ülkeler bir şekilde onlarla müzakere etmek zorunda kalıyor. Ancak bunu neden yapıyorum? “Bir şekilde” – evet, nasıl olduğu açık! Para. Hiçbir seçenek yok.

Kullanılmış nükleer yakıtın çift amaçlı kaplar (depolama ve taşıma için) kullanılarak konteyner tipi depolama tesislerinde depolanmasına yönelik teknoloji, Fotoğraf: atom-energy.ru

Kuru depolama da büyük bir konudur. Bu, nicelikten çok nitelik meselesidir. Dünya çapında 400'den fazla ticari reaktör, yüzlerce deneysel, deneysel, araştırma reaktörü, diğer uçak gemilerinin denizaltıları için reaktörler... Evet. 2016 yazında bugün itibarıyla 378,5 bin ton kullanılmış yakıt. Ve yıllık 10,5 bin ton. Bunların %3-3,5'i Parkinson hastasıdır. Sadece bu kısaltmanın ısrarla ek harfler istediğini söylemedim... Çok. Çok fazla. Bu yüzden çok fazla depolama tesisine ihtiyacımız var, büyük hacimler gerektiriyorlar. Diğer gereksinimler açıktır: radyasyon güvenliği, her türlü nüfuza karşı koruma, büyük şehirlere mümkün olan maksimum mesafe. Üç yıl su altında kaldıktan sonra bile PD aktif olmaya devam ediyor; bu da radyasyon güvenlik sistemiyle birlikte bir soğutma sisteminin de mevcut olduğu anlamına geliyor. Genel olarak zahmetli, pahalı ama seçenek yok.

Kuru kullanılmış yakıt depolama tesisimiz (izninizle - bundan sonra kullanılmış nükleer yakıt depolama tesisi olarak anılacaktır) oldukça yakın zamanda faaliyete geçtiğinden ve bu tesis ilk kez faaliyete geçtiğinden, Rusya'da bunun nasıl organize edildiği hakkında biraz daha ayrıntılı bilgi verelim. Bugün onu benzersiz kılan teknolojik yenilikleri kullanın. Ve bu sözler aşırı milliyetçi bir vatanseverlik değil, UAEA açısından bir gerçeğin ifadesidir.

Zheleznogorsk'ta, Madencilik ve Kimyasal Kombine'deki (bundan sonra sadece Madencilik ve Kimyasal Kombine olarak anılacaktır) kullanılmış nükleer yakıt depolama tesisinin inşaatı 2002'de başladı, ancak aktif çalışmanın üzerinden altı yıl geçti: Rusya'nın benimsedikten sonra her şey dramatik bir şekilde değişti. ilk federal hedef programı “2008'den 2015'e kadar olan dönem için nükleer ve radyasyon güvenliğinin sağlanması.” Bundan sonra, finansman sorunu çözüldü ve Madencilik ve Kimya Kompleksi Genel Müdürü Petr Gavrilov, zamanımızda kolları sıvamış olarak çalışmanın da mümkün olduğunu, sonuçları programa uygun ve sıkıcı finansal olmadan net bir şekilde teslim etmenin mümkün olduğunu gösterdi. dolandırıcılık. Aralık 2011'de Madencilik ve Kimya Kombinesi'ndeki kullanılmış yakıt depolama tesisi (vay be, ne kadar çok kısaltma olduğu ortaya çıktı) faaliyete geçti. Başardık! Tam olarak 16 milyar ruble tahminine ulaştık ve bu rakamı daha kesin olarak sabitleyelim ki, artık zarif bir şekilde "Batılı ortaklar" olarak adlandırılan ülkelerdeki maliyetlerle karşılaştırma yapmak daha uygun olsun. 2011'de rublenin dolara döviz kuru ortalama 31 idi, yani tarıma 516 milyon dolar yatırım yapıldı. Gaz kimya kompleksinde ilk aşama depolamanın hacmi 8.129 bin ton, yani Rusya'da 1 bin ton kullanılmış yakıtın depolanması için aritmetik 6 milyon 350 bin dolar (elbette bunlar sadece başlangıç ​​​​maliyetleri) .

Ve ünlem işaretiyle birlikte "yönetilen" kelimesinin de bir nedeni var. Sorun, Mayak üretim birliğinin RBMK tipi reaktörlerden, yalnızca VVER reaktörlerinden gelen kullanılmış yakıtı yeniden işlememesiydi. Buna göre RBMK yakıtı için “ıslak” depolama tesisleri dolduruldu, dolduruldu ve dolduruldu. Aynı gaz-kimya kompleksindeki büyük bir "ıslak" depolama tesisi, istasyonun taşmasını önledi, ancak 2011 yılında istasyon da tamamen doldu. Rus nükleer santralleri yılda 650 ton kullanılmış yakıt üretiyor ve bunların yarısı RBMK'lerden harcanmış yakıt, ancak miktarları VVER'den önemli ölçüde daha az: reaktör teknolojisi, yakıtın RBMK'lerde VVER'lere göre çok daha az yanmasını sağlayacak şekildedir. . Bu nedenle 2011 yılında durum oldukça gergindi. Örneğin, Leningrad Nükleer Enerji Santrali'ndeki "ıslak" depolama tesisi bu noktada %95 doluydu: bir yakıt daha boşaltılırsa nükleer enerji santralinin kapatılması gerekecekti. St.Petersburg'dan kullanılmış yakıtla dolu ilk tren Şubat 2012'de geldi - sorun, çalışma programının "basitçe" saate göre sürdürülmesiyle çözüldü. Hey, Vostochny Kozmodromu!.. Pyotr Gavrilov'un telefon numarasını arayın, nasıl çalışılacağına dair bir ders isteyin. Aralık 2011'den bu yana Leningrad, Kursk ve Smolensk nükleer santrallerinin kullanılmış yakıt sorunu çözüldü. MCC'nin "ıslak" deposundan gelen SNF, kuru depolama tesisine yüklenir ve nakliyenin mümkün olduğu süreden daha uzun süre depoda kalan bu üç nükleer santralden gelen SNF, buraya aktarılır.

Merkezi ana depolama tesisinin yeri olarak neden MCC seçildi? Her şeyden önce, "ıslak" depolama tesisinin işletilmesi sırasında kazanılan kapsamlı deneyim nedeniyle ve MCC'de yılda 1.500 ton kapasiteli kullanılmış yakıt yeniden işleme tesisinin planlanması ve inşa edilmesi nedeniyle. Yine rakamlara dikkat edelim: Rus nükleer santralleri yılda 650 ton kullanılmış yakıt üretiyor, Mayak bunlardan 600 tonunu yeniden işliyor, Madencilik ve Kimya Kombinesi'ndeki tesis ise 1.500 ton daha yeniden işleyecek. Yeniden işleme oranının üç olması planlanıyor. kullanılmış yakıt tedarikinden kat daha fazla. Ne için? Rusya, yeniden işlemek üzere Sovyet tasarımı reaktörlerden kullanılmış yakıtı kabul edebilecek ve bunlar Ukrayna, Ermenistan, Bulgaristan, Çek Cumhuriyeti, Finlandiya'da bulunuyor ve Rosatom'un dünya çapında inşa ettiği yeni nükleer santrallerden bahsetmiyorum bile. Fikir çok açık: sadece reaktör inşa ederek ve onlara yakıt sağlayarak değil, aynı zamanda deyim yerindeyse operasyon sonrası kısımdan da para kazanmak.

Ancak kullanılmış nükleer yakıtın hem depolanması hem de yeniden işlenmesi için Zheleznogorsk şehrinin (bir zamanlar Krasnoyarsk-26 idi) seçilmesinin başka nedenleri de var. Bu tesisin güvenlik rejimi uzun zaman önce inşa edilmiş ve en ufak bir sapma olmaksızın çalışmaktadır. Bu tür nesnelerin sismik tehlikesi çok büyüktür. önemli nokta Zheleznogorsk ise bu bakımdan gezegenimizin en güvenli bölgelerinden birinde yer alıyor. Elbette inşaat sırasında depremleri kimse unutmadı: SH binası 9,7 puana kadar darbelere dayanabiliyor. Doğru, Dünya tarihinde Sibirya'da böyle bir şok yaşanmadı, ancak eğer yaparsak, rezervle yapın. Ve oldukça geleneksel olarak Rus nükleer tesisleri için, bir uçağın depolama tesisinin çatısına çarpması da dikkate alınıyor.

Radyasyon güvenliği konusunda ne kadar endişeliydiniz? RT-2 tesisinin yarım kalan binası dikkatlice sökülerek, dikkatli hesaplamaların ardından temeline tamamen yeni bir bina inşa edildi. Yeni bina bir an için 80 bin metreküp yekpare betonarme. Ancak bu duvarlar tam da dış çevre dedikleri şey; önemli ama asıl değil. SNF, inert gazla doldurulmuş ve "montajların" sıkı bir şekilde sabitlendiği özel kaplardaki nükleer santrallerden gelir. Gaz kimya tesisinde yine inert gazla doldurulmuş özel bidonlara yerleştirilirler. “Montajlar” ısınmaya devam ediyor, dolayısıyla fazla soğuma olamaz. Ayrıca inert gazlar korozyonu tamamen ortadan kaldırır ki bu da önemli. Kalem kutuları raflara yerleştirilmiştir ve hava taşınımını engellemeyecek şekilde birbirlerinden belli bir mesafeye yerleştirilir. Tüm bu önlemler, elektrik ve personel eksikliği durumunda çiftliğin sessizce çalışmaya devam etmesini sağlamak için tasarlandı; ancak böyle bir durumun meydana gelmesi için ne olması gerektiği hakkında hiçbir fikrim yok. Belki de 1 Ocak sabahı Krasnoyarsk Bölgesi ölçeğinde bir kısa devre... Tek kelimeyle, tüm bunları tasarlayan NIKIMT-Atomstroy harika bir iş çıkardı. Ve kısaltmadan kaçınmaya gerek yok - Rosatom, atom projesinin şafağında ortaya çıkan isimleri dikkatle koruyor! NIKIMT, Montaj Teknolojisi Araştırma ve Tasarım Enstitüsüdür. Offf!

MCC'yi yalnızca IAEA'dan kişiler ziyaret etmedi. Mesela Japonlar geldi ve sismik güvenlik nedeniyle onlardan duygu gözyaşları aktı. Garantili raf ömrünü sordular ve bunun sadece 50 yıl olduğuna inanmayı reddettiler - biz bunun bir tür şaka olduğundan emindik, çünkü onların standartlarına göre 100 yıldan az olamazdı. ABD'den insanlar hesap makineleriyle geldiler - yetersiz GSYİH'mıza güldüler: kullanılmış nükleer yakıtı Zheleznogorsk'ta depolamak onlarınkinden 5,5 kat daha az maliyetli. Çeşitli çevre aktivistleri ve gazeteciler birkaç kez geldiler, her yerde tezgahlarla dolulardı; ne kadar çabalarsanız çabalayın, gürültü yoktu. İnsanlar, medya, televizyon ve internet aracılığıyla her türlü talimatın öngördüğü şekilde kamuya açık duruşmalara davet edildi. Sosyal aktivistler tembel değildi; gelip incelediler. Sibirya'da Krasnoyarsk Bölgesi Sivil Meclisi Kamu Çevre Odası var (hayır, peki, bu kadar kısa isimleri kim buluyor...) ve kamuya açık duruşmaların sonuçlarını şöyle özetliyor: Zheleznogorsk'taki kullanılmış nükleer yakıt depolama tesisindeki her türlü güvenlik konusunda tartışmalar var.

Herkes etrafta koşup sızlanırken, Pyotr Gavrilov ve tesisin sermaye inşaat departmanı başkanı Alexey Vekentsev çalışmaya devam etti - sonuçta Aralık 2011'de tarım tesisinin yalnızca ilk aşaması tamamlandı. Bidonlara yeniden yükleme için tüm teknolojik zincir üzerinde NIKIMT uzmanlarıyla birlikte çalışan, üzerlerindeki tüm dikişlerin sızdırmazlığını sağlayan MCC, depolama tesisini genişletme konusunda vicdan rahatlığıyla çalışmaya devam etti. Aralık 2015'te Devlet Komisyonu, tarım kompleksinin "tam gelişim aşamasında" işletmeye alınmasına ilişkin bir kabul eylemi imzaladı - sessiz, fark edilmeyen geçmiş bir olay, büyük medyamız tarafından kendinden emin ve güvenilir bir şekilde fark edilmedi. Kirkorov'un kullanılmış nükleer yakıt için merkezi kuru depolama kompleksi dünyasındaki yapay elmasları saymanın zamanı geldiğinde on binlerce küp beton nedir?" Ve yine - tam zamanında. Ve yine yolsuzluk skandalları olmadan.

"Şimdiye kadar dünyada tek" - şimdi "şimdilik" kelimesine vurgu yapılıyor. Çünkü 2012 yılında ve bugüne kadar aynı merkezi kuru depolama tesislerinin inşasına yönelik kararlar Japonya, İspanya ve Güney Kore tarafından alınmıştı. Vurguluyorum - aynı. ABD Enerji Bakan Yardımcısı da iki kez ziyarete geldi ama orada “aynısının” olmayacağına şüphe yok. Bir sundurma ekleyecekler ve bu, anında çığır açan bir teknik bilgi haline gelecek. Bununla birlikte, Amerika'da kullanılmış nükleer yakıtla ilgili durum ayrı bir notu hak ediyor - bazı yerlerde oldukça komik olmasına rağmen orada her şey çok dramatik. Bir tür Amerikan "nükleer geleneği" - öyle ciddi projeler yapıyor ki, çoğu zaman gülümsemeden bakmak imkansız, santrifüj üzerine yemin ederim!

Peki, Zheleznogorsk'ta tüm tarımsal üretim hacminin inşasının tamamlanması Rusya'nın kendisi için ne anlama geliyor? Artık yalnızca RBMK reaktörlerinden gelen kullanılmış yakıt için yeterli alan yok, aynı zamanda VVER reaktörlerinden gelen kullanılmış yakıt için de yeterli alan var ve yalnızca Rusya'daki nükleer santrallerden değil. MCC, depolama için Ukrayna, Bulgaristan ve Çek Cumhuriyeti topraklarından kullanılmış yakıtı kabul etmeye hazır; Ermenistan nükleer santralindeki kullanılmış yakıt için “ıslak” depolama tesisi kısmi boşaltmaya hazırlanıyor. Ancak nihai amaç, kullanılmış nükleer yakıtın kendi içinde depolanması değildir; nihai hedef, nükleer yakıt döngüsünün tamamen kapatılmasıdır: Madencilik ve Kimya Kombinesinde kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi için bir pilot gösteri merkezinin inşası üzerinde çalışmalar planlanmaktadır. . Kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi konusuna kesinlikle geri döneceğim, ancak çeşitli ilginç ülkelerde kullanılmış nükleer yakıt depolama konusunda neler olduğunu kısaca "inceledikten" sonra.

Temas halinde

Nükleer yakıt, nükleer reaktörlerde kontrollü bir zincirleme reaksiyonu gerçekleştirmek için kullanılan bir malzemedir. Kullanımına bir takım kısıtlamalar getiren, insanlar için son derece enerji yoğun ve güvensizdir. Bugün nükleer reaktör yakıtının ne olduğunu, nasıl sınıflandırıldığını, üretildiğini ve nerede kullanıldığını öğreneceğiz.

Zincir reaksiyonunun ilerlemesi

Nükleer zincirleme reaksiyon sırasında çekirdek, fisyon fragmanları adı verilen iki parçaya ayrılır. Aynı zamanda, daha sonra sonraki çekirdeklerin bölünmesine neden olan birkaç (2-3) nötron salınır. Süreç, bir nötron orijinal maddenin çekirdeğine çarptığında meydana gelir. Fisyon parçaları yüksek kinetik enerjiye sahiptir. Maddedeki inhibisyonlarına büyük miktarda ısının salınması eşlik eder.

Fisyon parçaları, bozunma ürünleriyle birlikte fisyon ürünleri olarak adlandırılır. Herhangi bir enerjinin nötronlarını paylaşan çekirdeklere nükleer yakıt denir. Kural olarak tek sayıda atom içeren maddelerdir. Bazı çekirdekler, enerjisi belirli bir eşik değerinin üzerinde olan nötronlar tarafından tamamen bölünür. Bunlar çoğunlukla çift sayıda atom içeren elementlerdir. Bu tür çekirdeklere hammadde denir, çünkü bir nötronun eşik çekirdeği tarafından yakalandığı anda yakıt çekirdekleri oluşur. Yanıcı madde ile hammaddenin birleşimine nükleer yakıt denir.

sınıflandırma

Nükleer yakıt iki sınıfa ayrılır:

1. Doğal uranyum. Nötron yakalanması üzerine plütonyum-239 oluşturabilen bölünebilir uranyum-235 çekirdekleri ve uranyum-238 ham maddesi içerir.
2. Doğada bulunmayan ikincil bir yakıt. Bu, diğer şeylerin yanı sıra, birinci tip yakıttan elde edilen plütonyum-239'un yanı sıra nötronların toryum-232 çekirdeği tarafından yakalanmasıyla oluşan uranyum-233'ü de içerir.

Bakış açısından kimyasal bileşim Aşağıdaki nükleer yakıt türleri vardır:

1. Metal (alaşımlar dahil);
2. Oksit (örneğin UO2);
3. Karbür (örneğin PuC 1-x);
4. Karışık;
5. Nitrür.

TVEL ve TVS

Nükleer reaktörler için yakıt küçük peletler halinde kullanılır. Hermetik olarak kapatılmış yakıt elemanlarına (yakıt elemanları) yerleştirilirler ve bunlar da birkaç yüz yakıt düzeneğine (FA) birleştirilir. Nükleer yakıt, yakıt çubuğu kaplamalarıyla uyumluluk açısından yüksek gereksinimlere tabidir. Yeterli bir erime ve buharlaşma sıcaklığına sahip olmalı, iyi bir termal iletkenliğe sahip olmalı ve nötron ışınımı altında hacminde büyük bir artış olmamalıdır. Üretimin üretilebilirliği de dikkate alınır.

Başvuru

Yakıt, nükleer santrallere ve diğer nükleer tesislere yakıt düzenekleri şeklinde gelir. Hem işletme sırasında (yanmış yakıt düzenekleri yerine) hem de onarım kampanyası sırasında reaktöre yüklenebilmektedirler. İkinci durumda, yakıt düzenekleri büyük gruplar halinde değiştirilir. Bu durumda yakıtın yalnızca üçte biri tamamen değiştirilir. En çok yanmış düzenekler reaktörün orta kısmından boşaltılır ve bunların yerine daha önce daha az aktif alanlara yerleştirilmiş kısmen yanmış düzenekler yerleştirilir. Sonuç olarak, ikincisinin yerine yeni yakıt düzenekleri kurulur. Bu basit yeniden düzenleme şeması geleneksel olarak kabul edilir ve bir takım avantajlara sahiptir; bunlardan en önemlisi, eşit enerji salınımının sağlanmasıdır. Elbette bu, süreç hakkında yalnızca genel bir fikir veren şematik bir diyagramdır.

Alıntı

Harcanan nükleer yakıt reaktör çekirdeğinden çıkarıldıktan sonra genellikle yakınlarda bulunan bir soğutma havuzuna gönderilir. Gerçek şu ki, kullanılmış yakıt düzenekleri büyük miktarda uranyum fisyon parçaları içeriyor. Reaktörden boşaltıldıktan sonra her bir yakıt çubuğu yaklaşık 300 bin Curie radyoaktif madde içerir ve 100 kW/saat enerji açığa çıkar. Bu nedenle yakıt kendiliğinden ısınır ve oldukça radyoaktif hale gelir.

Yeni boşaltılan yakıtın sıcaklığı 300°C'ye ulaşabilir. Bu nedenle sıcaklığı belirlenen aralıkta tutulan bir su tabakası altında 3-4 yıl tutulur. Su altında depolandığı için yakıtın radyoaktivitesi ve kalan emisyonlarının gücü azalır. Yaklaşık üç yıl sonra yakıt grubunun kendiliğinden ısınması 50-60°C'ye ulaşır. Daha sonra yakıt havuzlardan alınarak işlenmek veya bertaraf edilmek üzere gönderilir.

Uranyum metali

Uranyum metali nükleer reaktörlerde yakıt olarak nispeten nadiren kullanılır. Bir madde 660°C sıcaklığa ulaştığında yapısında bir değişiklikle birlikte bir faz geçişi meydana gelir. Basitçe söylemek gerekirse, uranyumun hacmi artar ve bu da yakıt çubuklarının tahrip olmasına yol açabilir. 200-500°C sıcaklıkta uzun süreli ışınlama durumunda madde radyasyon oluşumuna maruz kalır. Bu fenomenin özü ışınlanmış uranyum çubuğunun 2-3 kat uzamasıdır.

Uranyum metalinin 500°C'nin üzerindeki sıcaklıklarda kullanımı şişmesi nedeniyle zordur. Nükleer fisyondan sonra, toplam hacmi o çekirdeğin hacmini aşan iki parça oluşur. Bazı fisyon parçaları gaz atomlarıyla (ksenon, kripton vb.) temsil edilir. Gaz, uranyumun gözeneklerinde birikir ve sıcaklık arttıkça artan iç basınç oluşturur. Atom hacmindeki artış ve gaz basıncındaki artış nedeniyle nükleer yakıt şişmeye başlar. Dolayısıyla bu, nükleer fisyonla ilişkili hacimdeki göreceli değişimi ifade eder.

Şişmenin gücü yakıt çubuklarının sıcaklığına ve yanmaya bağlıdır. Yanmanın artmasıyla fisyon parçalarının sayısı artar ve sıcaklık ve yanmanın artmasıyla iç gaz basıncı artar. Yakıtın mekanik özellikleri daha yüksekse şişmeye daha az duyarlıdır. Uranyum metali bu malzemelerden biri değildir. Bu nedenle nükleer reaktörlerde yakıt olarak kullanılması, bu tür yakıtların temel özelliklerinden biri olan yanmayı sınırlar.

Uranyumun mekanik özellikleri ve radyasyon direnci, malzemenin alaşımlanmasıyla geliştirilir. Bu işlem, alüminyum, molibden ve diğer metallerin eklenmesini içerir. Katkı katkı maddeleri sayesinde yakalama başına gereken fisyon nötronlarının sayısı azalır. Bu nedenle nötronları zayıf bir şekilde emen malzemeler bu amaçlar için kullanılır.

Refrakter bileşikler

Bazı refrakter uranyum bileşikleri iyi nükleer yakıt olarak kabul edilir: karbürler, oksitler ve metallerarası bileşikler. Bunlardan en yaygın olanı uranyum dioksittir (seramik). Erime noktası 2800°C, yoğunluğu ise 10,2 g/cm3'tür.

Bu malzeme faz geçişlerine uğramadığından şişmeye uranyum alaşımlarına göre daha az duyarlıdır. Bu özellik sayesinde yanma sıcaklığı yüzde birkaç oranında arttırılabilmektedir. Yüksek sıcaklıklarda seramikler niyobyum, zirkonyum, paslanmaz çelik ve diğer malzemelerle etkileşime girmez. Ana dezavantajı, reaktörün özgül gücünü sınırlayan düşük ısı iletkenliğidir (4,5 kJ (m*K). Ayrıca sıcak seramikler çatlamaya eğilimlidir.

Plütonyum

Plütonyum düşük erime noktalı bir metal olarak kabul edilir. 640°C sıcaklıkta erir. Zayıf plastik özelliklerinden dolayı işlenmesi neredeyse imkansızdır. Maddenin toksisitesi yakıt çubuklarının üretim teknolojisini zorlaştırmaktadır. Nükleer endüstri defalarca plütonyum ve bileşiklerini kullanmaya çalıştı ancak başarılı olamadı. Standart reaktör kontrol sistemlerinin tasarlanmadığı hızlanma süresinin yaklaşık 2 kat azalması nedeniyle plütonyum içeren nükleer santrallerde yakıt kullanılması tavsiye edilmez.

Nükleer yakıt üretimi için kural olarak plütonyum dioksit, plütonyumun minerallerle alaşımları ve plütonyum karbürler ile uranyum karbürlerin bir karışımı kullanılır. Uranyum ve plütonyum bileşiklerinin parçacıklarının molibden, alüminyum, paslanmaz çelik ve diğer metallerden oluşan bir metal matris içine yerleştirildiği dispersiyon yakıtları, yüksek mekanik özelliklere ve termal iletkenliğe sahiptir. Dispersiyon yakıtının radyasyon direnci ve termal iletkenliği matris malzemesine bağlıdır. Örneğin, ilk nükleer santralde dağılmış yakıt, molibden ile doldurulmuş, % 9 molibden içeren bir uranyum alaşımının parçacıklarından oluşuyordu.

Toryum yakıtı ise yakıt çubuklarının üretimi ve işlenmesindeki zorluklar nedeniyle günümüzde kullanılmamaktadır.

Üretme

Nükleer yakıtın ana hammaddesi olan uranyumun önemli hacimleri birkaç ülkede yoğunlaşmıştır: Rusya, ABD, Fransa, Kanada ve Güney Afrika. Yatakları genellikle altın ve bakırın yakınında bulunur, dolayısıyla tüm bu malzemeler aynı anda çıkarılır.

Madencilikte çalışan insanların sağlığı büyük risk altında. Gerçek şu ki, uranyum zehirli bir maddedir ve madenciliği sırasında açığa çıkan gazlar kansere neden olabilir. Ve bu, cevherin bu maddenin% 1'inden fazlasını içermemesine rağmen.

Fiş

Uranyum cevherinden nükleer yakıt üretimi aşağıdaki aşamaları içerir:

1. Hidrometalurjik işleme. Liç, kırma ve ekstraksiyon veya sorpsiyon geri kazanımını içerir. Hidrometalurjik işlemin sonucu, saflaştırılmış bir oksiuranyum oksit, sodyum diuranat veya amonyum diuranat süspansiyonudur.
2. Uranyum-235'i zenginleştirmek için kullanılan bir maddenin oksitten tetraflorüre veya heksaflorüre dönüştürülmesi.
3. Bir maddenin santrifüjleme veya gaz termal difüzyonu yoluyla zenginleştirilmesi.
4. Zenginleştirilmiş malzemenin, yakıt çubuğu "peletlerinin" üretildiği dioksite dönüştürülmesi.

Yenilenme

Bir nükleer reaktörün çalışması sırasında yakıt tamamen yakılamaz, dolayısıyla serbest izotoplar yeniden üretilir. Bu bağlamda kullanılmış yakıt çubukları yeniden kullanım amacıyla rejenerasyona tabi tutulmaktadır.

Günümüzde bu sorun aşağıdaki aşamalardan oluşan Purex süreci ile çözülmektedir:

1. Yakıt çubuklarının iki parçaya kesilmesi ve nitrik asitte çözülmesi;
2. Çözeltinin fisyon ürünlerinden ve kabuk parçalarından temizlenmesi;
3. Saf uranyum ve plütonyum bileşiklerinin izolasyonu.

Bundan sonra elde edilen plütonyum dioksit yeni çekirdeklerin üretiminde, uranyum ise zenginleştirmede veya çekirdek üretiminde kullanılıyor. Nükleer yakıtın yeniden işlenmesi karmaşık ve pahalı bir süreçtir. Maliyetinin nükleer santral kullanmanın ekonomik fizibilitesi üzerinde önemli bir etkisi vardır. Aynı şey, yenilenmeye uygun olmayan nükleer yakıt atıklarının bertarafı için de söylenebilir.