- разборку забракованных твэлов и ТВС и переработку отходов.
Товарной продукцией на данной стадии топливного цикла является ядерное топливо в виде, пригодном для непосредственного использования в реакторе.
Рассмотренные до сих пор производства составляют начальную стадию ядерного топливного цикла. Затем топливо поступает в ядерный реактор и обеспечивает производство заданного количества электроэнергии. Процессы, происходящие в ядерном реакторе, сопровождаются выгоранием ядер урана, накоплением продуктов деления (новые химические элементы), воспроизводством плутония. Но на этом топливный цикл на АЭС не заканчивается: отработавшие ТВС необходимо выгрузить из реактора, поместить в бассейн выдержки для уменьшения остаточного тепловыделения и снижения радиоактивности, а затем либо надёжно и безопасно хранить (открытый топливный цикл), либо переработать (замкнутый топливный цикл).
Ядерный реактор – это техническая установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождением ядерной энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя, размещенных в защитном корпусе. Активная зона содержит ядерное топливо в виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.
Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, который воспринимает тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил Архимеда и, проходя через теплообменник, либо парогенератор, отдает тепло теплоносителю внешнего контура.
Перенос тепла и движения его носителей можно представить в виде простой схемы (рис. 2.):
1.Реактор
2.Теплообменник, парогенератор
3.Паротурбинная установка
4.Генератор
5.Конденсатор
6.Насос
Рис.2 – Схема ядерного реактора.
5. Ядерный топливный цикл после АЭС
Сейчас уже трудно поверить, что в самые первые годы после зарождения атомной энергетики практически все радиоактивные отходы (РАО) выбрасывались почти как обычный мусор. Однако именно в атомной промышленности проблему отходов впервые осознали и начали решать по – настоящему серьезно. Суммарный мировой объем РАО по сравнению с обычными отходами чрезвычайно мал. Пробуем оценить его хотя бы в первом приближении. Известно, что из реактора ВВЭР – 1000 (электрическая мощность – 1ГВт) ежегодно выгружается 23 т отработавшего ядерного топлива с содержанием продуктов деления 40кг/т, то есть 920 кг в год. За год в мире накапливается около 300 тонн РАО. Если прибавить отходы энергоустановок атомных подводных лодок и т.п., их общее количество будет ничтожным по сравнению с десятками и сотнями миллионов тонн традиционных отходов.
5.1 Хранение отработавшего топлива
Выгоревшие тепловыделяющие элементы – твэлы, только что извлеченные из реактора (конечно, с помощью дистанционных манипуляторов), содержат высокоактивные изотопы. Работать с таким материалом очень опасно. Поэтому твэлы прежде всего направляют в бассейн выдержки – (хранилище), имеющейся при каждой АЭС. Там они проводит от 3 до 10 лет, пока не распадутся короткоживущие нуклиды. После этого активность отработавшего ядерного топлива определяется продуктами деления (ПД) с большим временем распада. Среди них главный вклад вносят стронций – 90 (период полураспада Т=29,2 года), криптон – 85 (10,8 года), технеций – 99 (213тыс. лет) и цезий – 137 (28,6 года). А кроме долгоживущих ПД, остаются еще и трансурановые элементы – актиноиды: нептуний, плутоний, америций, кюрий; все они, как известно, радиоактивны, с очень большими периодами полураспада (десятки и сотни тысяч лет).
И хотя за 10 лет после выгрузки активность содержимого твэлов уменьшается примерно в 10 раз по сравнению с той, что была через полгода, она и тогда составляет 325 тыс. кюри на тонну. После выдержки в бассейне отработавшее топливо перевозят на радиохимический завод для извлечения оставшегося урана, а также плутония. Для этого, как правило, используется технология водного растворения, и в результате почти все РАО становятся жидкими.
Долго держать их в таком виде, даже в специальных емкостях, рискованно. Ведь за счет оставшихся радионуклидов эти жидкости постоянно нагреваются.
Активность РАО станет пренебрежимо малой, если снизится, по крайней мере, на шесть порядков по сравнению с начальной. Легко подсчитать, что через 10 периодов полураспада она уменьшится в 1024 раза, а через 20 Т – еще во столько же раз. Это означает, что, например, стронций и цезий следует хранить в контролируемых условиях 300 – 600 лет. Такие огромные сроки не могут не вызвать сомнений – ситуация в столь отдаленном будущем представляется слишком неопределенной. Не смотря на сложность и дороговизну переработки и хранения, проблему РАО нельзя считать решенной окончательно. Не говоря уж о том, что не достигнута полной безотходности или замкнутости цикла, главным методом обезвреживания опасных продуктов остается ожидание их самопроизвольного распада.
5.2 Три категории отходов, их хранение и переработка
Отходы делятся на три категории:
1) Материалы типа А с коротким периодом полураспада (менее 30 лет) и слабой радиоактивностью.
2) “ Мусор” типа В, который тоже имеет малый период полураспада и обладает малой радиоактивностью.
3) Отходы категории С наиболее опасные – в них таится 95% общей радиоактивности.
Вопрос о хранении РАО первого типа практически решен. Ведь, собственно говоря, речь идет о таких компонентах, как фильтры, детали систем охлаждения и т.п., которые не имеют собственной радиоактивности – только наведенную. Излучение таких блоков сравняется с естественным фоном “всего лишь” через три столетия, в течение которых, требуется серьезное наблюдение.
Отходы типов В и С образуются непосредственно при выработке электроэнергии на АЭС. Когда заложенный в реактор оксид урана через три - четыре года извлекают как отработанное топливо, в нем содержится еще 95,5% урана и только 3,5% продуктов распада; кроме того, уран – 238, поглощая нейтроны, превращается в плутоний (1%) или другой элемент семейства актиноидов с большей, чем у урана атомной массой.
Что же с ними делать?
Можно оставить все как есть, – заключенное в упаковку отработанное топливо хранится в траншеях, ожидая окончательного складирования. Сортируют топливо на специальных заводах, который после сложных химических и механических операций выдает уран, плутоний и… бетонные и стеклянные блоки.
Они начинены отходами класса С, размолотыми в порошек, утрамбованными и смешанными с компонентами стекла на молекулярном уровне. Блоки хранятся на заводе в вентилируемых колодцах.
Отходы класса В – топливо и отбросы повторной переработки – помещают в металлические футляры, а потом замуровывают в бетон. Если применить прессование под давлением, то объем отходов можно уменьшить в 4 раза.
Хранение отходов типа В и С из – за долгого периода полураспада нельзя оставить на поверхности земли, придется ждать не три сотни, а сотни тысяч лет, до их безопасного состояния.
После продолжительных дебатов ученых (в некоторых Европейских странах) было решено хранить отходы в толще геологических слоев, дабы надежно укрыть их на тысячелетия от внешних повреждений (эрозия, землетрясения, климатические изменения), и антропогенных.
Несколько слов о транспортировке ОЯТ. Сам этот термин вызывает только отрицательные эмоции у экологов, «зеленых», многих политиков. Выгруженное из реакторов ОЯТ транспортируется на переработку или постоянное хранение только после определенной выдержки. В России этот срок равняется 3 годам и определяется минимальным временем, необходимым для охлаждения ТВС и значительного уменьшения уровня радиоактивности. Транспортировка ОЯТ необходима для его доставки из временного хранилища непосредственно на перерабатывающий завод или в долговременное хранилище. Эта операция во всем мире проводится тремя видами транспорта — автомобильным, железнодорожным и водным. Вне зависимости от вида транспортировки ОЯТ главным условием этого процесса является безопасность, то есть изоляция ОЯТ от окружающей среды (биосферы), в том числе и в случае какого-либо транспортного происшествия.
Надежная изоляция ОЯТ от окружающей среды осуществляется путем его размещения в специально созданных конструкциях — упаковочных комплектах в виде контейнеров.Конструкция контейнеров обеспечивает сохранность ОЯТ не только при нормальных условиях, но и в экстремальных случаях. Прежде чем запустить контейнеры в производство, они проходят всесторонние и при том чрезвычайно жесткие испытания. В результате применяемые для транспортировки ОЯТ контейнеры выдерживают падение с высоты трехэтажного дома, а также температуру в 600°С, не нарушая при этом герметичности и не создавая угрозы безопасности людям и окружающей среде. Многочисленные испытания контейнеров, а также проводившиеся в последнее время учения подтвердили абсолютную надежность и безопасность транспортировки отработавшего ядерного топлива. Сегодня перевозка ОЯТ с АЭС, например, на завод РТ-2 проводится железнодорожным транспортом в специальных вагонах с горизонтальным расположением в них контейнеров, в которые в зависимости от модели входит до нескольких десятков тепловьщеляющих сборок. Способ транспортирования и конструкция существующих контейнеров отвечают всем требованиям: «Основных правил безопасности и физической защиты при перевозке ядерных материалов». Эти правила составлены в соответствии с рекомендациями МАГАТЭ, а в некоторых отношениях они даже более строги.