www.wikidata.uk-ua.nina.az

Переробка відпрацьованого ядерного палива процес за якого хімічною обробкою з відпрацьованого ядерного палива ВЯП добува

Переробка відпрацьованого ядерного палива

Переробка відпрацьованого ядерного палива — процес, за якого хімічною обробкою з відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) добувається уран, плутоній і радіоактивні ізотопи.

Історія Редагувати

Спочатку ВЯП переробляли виключно з метою видобування плутонію під час виробництва ядерної зброї. В даний час напрацювання збройового плутонію практично припинено. Згодом виникла необхідність у переробці палива енергетичних реакторів. Одна з цілей переробки палива енергетичних реакторів — повторне використання як енергетичного реакторного палива, зокема в складі МОХ-палива або для реалізації закритого паливного циклу (ЗЯТЦ).

У Росії першим підприємством, здатним переробляти ВЯП, вважається виробниче об'єднання «Маяк», засноване 1948 року. Інші великі радіохімічні заводи на території Росії, це Сибірський хімічний комбінат[ru] і Желєзногорський гірничо-хімічний комбінат[ru]. Великі радіохімічні виробництва діють в Англії (завод Селлафілд), у Франції (завод Cogema[en]); плануються виробництва в Японії (Rokkasho, 2010-і), Китаї (Lanzhou, 2020), Красноярську-26 (РТ-2, 2020-і). США відмовилися від масової переробки вивантаженого з реакторів палива і зберігають його в спеціальних сховищах.

Технології Редагувати

Ядерне паливо найчастіше являє собою герметичний контейнер зі сплаву цирконію або сталі, часто іменований тепловидільним елементом (ТВЕЛ). Уран у ТВЕЛі має форму невеликих таблеток з оксиду або (значно рідше) інших термостійких сполук урану, наприклад нітриду урану[en]. Під час розпаду урану утворюється багато нестабільних ізотопів інших хімічних елементів, зокрема й газоподібних. Вимоги безпеки регламентують герметичність ТВЕЛа протягом усього терміну служби, і всі ці продукти розпаду залишаються всередині ТВЕЛа. Крім продуктів розпаду залишаються значні кількості урану-238, невеликі кількості невигорілого урану-235 і напрацьований у реакторі плутоній.

Завдання переробки — мінімізувати радіаційну небезпеку ВЯП, безпечно утилізувати невикористовувані компоненти, виділити корисні речовини і забезпечити їх подальше використання. Для цього найчастіше застосовуються хімічні методи розділення. Найпростішими методами є переробка в розчинах, однак ці методи дають найбільшу кількість рідких радіоактивних відходів, тому такі методи були популярними тільки на зорі ядерної ери. Нині шукають методи з мінімізацією кількості відходів, переважно твердих. Їх простіше утилізувати зіскленням.

В основі всіх сучасних технологічних схем переробки відпрацьованого ядерного палива лежать екстракційні процеси, найчастіше так званий пюрекс-процес[ru] (від англ. Pu U Recovery EXtraction), який полягає у відновній реекстракції плутонію зі спільного екстракту з ураном і продуктами поділу. Конкретні схеми переробки відрізняються набором реагентів, послідовністю окремих технологічних стадій, апаратурним оформленням.

Плутоній, виділений під час переробки, можна використати як паливо в суміші з оксидом урану. Для палива після досить тривалої кампанії майже дві третини плутонію припадає на ізотопи Pu-239 і Pu-241 і близько третини на Pu-240, тому його не можна використати для виготовлення надійних і передбачуваних ядерних зарядів (240-й ізотоп є забруднювачем).

Критика Редагувати

Глобальною проблемою переробки ВЯП є величезна кількість радіоактивних відходів, зокрема з тривалими періодами напіврозпаду. Сам процес переробки вимагає значної кількості хімічних реагентів (кислот, лугів, води і органічних розчинників), оскільки по суті матеріал паливної збірки повністю хімічно розчиняється в кислотах або лугах, після чого виділяються цільові продукти. У відходах залишаються як використані реагенти, які набули наведеної радіоактивності, так і залишкові або непотрібні фракції матеріалів ВЯП.

На 2003 рік на підприємствах Мінатому Росії в 105 пунктах зберігання зберігалося понад 500 млн м3 рідких радіоактивних відходів (РРВ), сумарна альфа-активність яких оцінюється в 1,9·1016 Бк, а сумарна бета-активність — 7,3·1011 Бк; і твердих радіоактивних відходів (ТРО), сумарна альфа-активність яких становить 6·1015 Бк і бета-активність — 8,1·1018, містилося в 274 пунктах зберігання близько 180 млн т.

В 1 т ВЯП, щойно витягнутого з реактора типу ВВЕР, міститься 950—980 кг урану-235 і 238, 5-10 кг плутонію, продуктів поділу (1,2-1,5 кг цезію-137, 770 г технецію-90, 500 г стронцію-90, 200 г йоду-129, 12-15 г самарію-151), мінорних актиноїдів (500 г нептунію-237, 120—350 г америцію-241 і 243, 60 г кюрію-242 і 244), а також у меншій кількості радіоізотопи селену, цирконію, паладію, олова та інших елементів. Хоча багато ізотопи мають періоди напіврозпаду від доби до десятків діб, для багатьох інших він становить десятки років і для деяких — від сотень тисяч до десятків мільйонів років, що в людських масштабах становить вічність.

Недовговічні продукти поділу:

Нуклід Т1 / 2 Нуклід Т1 / 2
85Kr 10.8 року 144Pr 17.28 хв
137Cs 26.6 року 106Rh 30.07 с
90Sr 29 років 147Pm 2.6 року
137mBa 156 діб 134Cs 2.3 року
90Y 2.6 діб 154Eu 8.8 року
144Ce 284.91 155Eu 4.753 року
106Ru 371.8 доби

Довговічні продукти поділу:

нуклід 79Se 99Tc 93Zr 126Sn 129I 135Cs
Т1 / 2 2.95 · 105 р 2.11 · 105 р 1.53 · 106 р 2.3 · 105 р 1.57 · 107 р 2.3 · 106 р

Навіть розвиток і вдосконалення технологій переробки не вирішує її основних проблем. Настільки тривалі періоди напіврозпаду пов'язані з неможливістю організації надійних сховищ і високими витратами на утримання і обслуговування сховищ протягом сотень або навіть тисяч років. Ніби просунута нинішня технологія підземного поховання відходів у геологічних формаціях не вирішує проблеми природних катаклізмів. Навіть через 1 млн років сильний землетрус може розкрити все ще радіоактивні пласти поховання. Зберігання в наземних сховищах і могильниках не виключає ризиків аварій такого ж типу, які неодноразово відбувалися на ВО «Маяк». Тобто на 2021 рік переробка ВЯП, попри позитивне висвітлення в ЗМІ, пов'язана зі значними мінусами й ризиками, які незрівнянно перевищують ризики, наприклад, використання викопних джерел енергії.

Примітки Редагувати

  1. ↑ Безопасная опасность. Вокруг света (рос.). vokrugsveta.ru. 2003, июль. Процитовано 4 грудня 2013. 
  2. А.В. Балихин. О состоянии и перспективах развития методов переработки отработавшего ядерного топлива. // Комплексное использование минерального сырья. — 2018. — № 1 (17 жовтня). — С. 71—87. — ISSN 2224-5243.
  3. инфографика(flash) от Guardian
  4. Processing of Used Nuclear Fuel [ 2016-01-23 у Wayback Machine.] // World Nuclear Association, 2013: «World commercial reprocessing capacity»
  5. Status and trends in spent fuel reprocessing // IAEA-TECDOC-1467, September 2005 page 52 Table I Past, current and planned reprocessing capacities in the world
  6. США хотят перерабатывать ОЯТ. «Эксперт» №11 (505). 20 мар 2006. Процитовано 4 грудня 2013. «.. в отличие от Франции, России и Германии, .. США .. предпочитали хоронить его неподалеку от своего игрового центра в Лас-Вегасе в штате Невада, где на сегодняшний день накопилось уже более 10 тысяч тонн облученного топлива»  
  7. Химия тория, урана, плутония: Учебное пособие
  8. (англ.). Архів оригіналу за 13 січня 2012. Процитовано 5 грудня 2013. «Current reprocessed plutonium (fuel burn-up 35-40 MWd/kg HM) has a fissile content of some 65%, the rest is mainly Pu-240.»  
  9. PERFORMANCE OF MOX FUEL FROM NONPROLIFERATION PROGRAMS. — 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting Chengdu, China, Sept. 11-14,, 2011. — 17 October. з джерела 5 березня 2013.
  10. (англ.). World Nuclear Association. March 2012. Архів оригіналу за 18 серпня 2015. Процитовано 5 грудня 2013. «Allowing the fuel to stay longer in the reactor increases the concentration of the higher isotopes of plutonium, in particular the Pu-240 isotope. For weapons use, Pu-240 is considered a serious contaminant,..., but any significant proportions of Pu-240 in it would make it hazardous to the bomb makers, as well as probably unreliable and unpredictable. Typical 'reactor-grade' plutonium recovered from reprocessing used power reactor fuel has about one third non-fissile isotopes (mainly Pu-240)d.»  
  11. О международном сотрудничестве России в области утилизации избыточного оружейного плутония — справочная информация МИД РФ, 11-03-2001: «…изотопа PU-240 … Наличие последнего в больших пропорциях существенно осложняет задачу проектирования надежного боезаряда с заданными характеристиками»
  12. Обращение с РАО и ОЯТ на предприятиях ЯТЦ
  13. ↑ Отработанное ядерное топливо тепловых реакторов

Посилання Редагувати

  • Хаперская А. В. Проблемы обращения с ОЯТ в России и перспективы их решения.//Безопасность ядерных технологий и окружающей среды. — 2012. — № 3. — С. 50-56. Программа создания инфраструктуры и обращения с отработавшим ядерным топливом на 2011—2020 годы и на период до 2030 года.// Безопасность ядерных технологий и окружающей среды. — 2012. — № 2. — С. 43-55.
  • А. В. Балихин. О состоянии и перспективах развития методов переработки отработавшего ядерного топлива // Комплексное использование минерального сырья. −2018.- № 1. — С. 71-87.
Вікіпедія, Українська, Україна, книга, книги, бібліотека, стаття, читати, завантажити, безкоштовно, безкоштовно завантажити, mp3, відео, mp4, 3gp, jpg, jpeg, gif, png, малюнок, музика, пісня, фільм, книга, гра, ігри
Дата публікації:
Pererobka vidpracovanogo yadernogo paliva proces za yakogo himichnoyu obrobkoyu z vidpracovanogo yadernogo paliva VYaP dobuvayetsya uran plutonij i radioaktivni izotopi 1 Zmist 1 Istoriya 2 Tehnologiyi 3 Kritika 4 Primitki 5 PosilannyaIstoriya RedaguvatiSpochatku VYaP pereroblyali viklyuchno z metoyu vidobuvannya plutoniyu pid chas virobnictva yadernoyi zbroyi V danij chas napracyuvannya zbrojovogo plutoniyu praktichno pripineno Zgodom vinikla neobhidnist u pererobci paliva energetichnih reaktoriv Odna z cilej pererobki paliva energetichnih reaktoriv povtorne vikoristannya yak energetichnogo reaktornogo paliva zokema v skladi MOH paliva abo dlya realizaciyi zakritogo palivnogo ciklu ZYaTC 2 U Rosiyi pershim pidpriyemstvom zdatnim pereroblyati VYaP vvazhayetsya virobniche ob yednannya Mayak zasnovane 1948 roku 1 Inshi veliki radiohimichni zavodi na teritoriyi Rosiyi ce Sibirskij himichnij kombinat ru i Zhelyeznogorskij girnicho himichnij kombinat ru Veliki radiohimichni virobnictva diyut v Angliyi zavod Sellafild 3 u Franciyi zavod Cogema en 4 planuyutsya virobnictva v Yaponiyi Rokkasho 2010 i Kitayi Lanzhou 2020 Krasnoyarsku 26 RT 2 2020 i 5 SShA vidmovilisya vid masovoyi pererobki vivantazhenogo z reaktoriv paliva i zberigayut jogo v specialnih shovishah 6 Tehnologiyi RedaguvatiYaderne palivo najchastishe yavlyaye soboyu germetichnij kontejner zi splavu cirkoniyu abo stali chasto imenovanij teplovidilnim elementom TVEL Uran u TVELi maye formu nevelikih tabletok z oksidu abo znachno ridshe inshih termostijkih spoluk uranu napriklad nitridu uranu en Pid chas rozpadu uranu utvoryuyetsya bagato nestabilnih izotopiv inshih himichnih elementiv zokrema j gazopodibnih Vimogi bezpeki reglamentuyut germetichnist TVELa protyagom usogo terminu sluzhbi i vsi ci produkti rozpadu zalishayutsya vseredini TVELa Krim produktiv rozpadu zalishayutsya znachni kilkosti uranu 238 neveliki kilkosti nevigorilogo uranu 235 i napracovanij u reaktori plutonij Zavdannya pererobki minimizuvati radiacijnu nebezpeku VYaP bezpechno utilizuvati nevikoristovuvani komponenti vidiliti korisni rechovini i zabezpechiti yih podalshe vikoristannya Dlya cogo najchastishe zastosovuyutsya himichni metodi rozdilennya 7 Najprostishimi metodami ye pererobka v rozchinah odnak ci metodi dayut najbilshu kilkist ridkih radioaktivnih vidhodiv tomu taki metodi buli populyarnimi tilki na zori yadernoyi eri Nini shukayut metodi z minimizaciyeyu kilkosti vidhodiv perevazhno tverdih Yih prostishe utilizuvati zisklennyam V osnovi vsih suchasnih tehnologichnih shem pererobki vidpracovanogo yadernogo paliva lezhat ekstrakcijni procesi najchastishe tak zvanij pyureks proces ru vid angl Pu U Recovery EXtraction yakij polyagaye u vidnovnij reekstrakciyi plutoniyu zi spilnogo ekstraktu z uranom i produktami podilu Konkretni shemi pererobki vidriznyayutsya naborom reagentiv poslidovnistyu okremih tehnologichnih stadij aparaturnim oformlennyam Plutonij vidilenij pid chas pererobki mozhna vikoristati yak palivo v sumishi z oksidom uranu Dlya paliva pislya dosit trivaloyi kampaniyi majzhe dvi tretini plutoniyu pripadaye na izotopi Pu 239 i Pu 241 i blizko tretini na Pu 240 8 9 tomu jogo ne mozhna vikoristati dlya vigotovlennya nadijnih i peredbachuvanih yadernih zaryadiv 240 j izotop ye zabrudnyuvachem 10 11 Kritika RedaguvatiGlobalnoyu problemoyu pererobki VYaP ye velichezna kilkist radioaktivnih vidhodiv zokrema z trivalimi periodami napivrozpadu Sam proces pererobki vimagaye znachnoyi kilkosti himichnih reagentiv kislot lugiv vodi i organichnih rozchinnikiv oskilki po suti material palivnoyi zbirki povnistyu himichno rozchinyayetsya v kislotah abo lugah pislya chogo vidilyayutsya cilovi produkti U vidhodah zalishayutsya yak vikoristani reagenti yaki nabuli navedenoyi radioaktivnosti tak i zalishkovi abo nepotribni frakciyi materialiv VYaP Na 2003 rik na pidpriyemstvah Minatomu Rosiyi v 105 punktah zberigannya zberigalosya ponad 500 mln m3 ridkih radioaktivnih vidhodiv RRV sumarna alfa aktivnist yakih ocinyuyetsya v 1 9 1016 Bk a sumarna beta aktivnist 7 3 1011 Bk i tverdih radioaktivnih vidhodiv TRO sumarna alfa aktivnist yakih stanovit 6 1015 Bk i beta aktivnist 8 1 1018 mistilosya v 274 punktah zberigannya blizko 180 mln t 12 V 1 t VYaP shojno vityagnutogo z reaktora tipu VVER mistitsya 950 980 kg uranu 235 i 238 5 10 kg plutoniyu produktiv podilu 1 2 1 5 kg ceziyu 137 770 g tehneciyu 90 500 g stronciyu 90 200 g jodu 129 12 15 g samariyu 151 minornih aktinoyidiv 500 g neptuniyu 237 120 350 g americiyu 241 i 243 60 g kyuriyu 242 i 244 a takozh u menshij kilkosti radioizotopi selenu cirkoniyu paladiyu olova ta inshih elementiv 13 Hocha bagato izotopi mayut periodi napivrozpadu vid dobi do desyatkiv dib dlya bagatoh inshih vin stanovit desyatki rokiv i dlya deyakih vid soten tisyach do desyatkiv miljoniv rokiv sho v lyudskih masshtabah stanovit vichnist Nedovgovichni produkti podilu 13 Nuklid T1 2 Nuklid T1 285Kr 10 8 roku 144Pr 17 28 hv137Cs 26 6 roku 106Rh 30 07 s90Sr 29 rokiv 147Pm 2 6 roku137mBa 156 dib 134Cs 2 3 roku90Y 2 6 dib 154Eu 8 8 roku144Ce 284 91 155Eu 4 753 roku106Ru 371 8 dobiDovgovichni produkti podilu 13 nuklid 79Se 99Tc 93Zr 126Sn 129I 135CsT1 2 2 95 105 r 2 11 105 r 1 53 106 r 2 3 105 r 1 57 107 r 2 3 106 rNavit rozvitok i vdoskonalennya tehnologij pererobki ne virishuye yiyi osnovnih problem Nastilki trivali periodi napivrozpadu pov yazani z nemozhlivistyu organizaciyi nadijnih shovish i visokimi vitratami na utrimannya i obslugovuvannya shovish protyagom soten abo navit tisyach rokiv Nibi prosunuta ninishnya tehnologiya pidzemnogo pohovannya vidhodiv u geologichnih formaciyah ne virishuye problemi prirodnih kataklizmiv Navit cherez 1 mln rokiv silnij zemletrus mozhe rozkriti vse she radioaktivni plasti pohovannya Zberigannya v nazemnih shovishah i mogilnikah ne viklyuchaye rizikiv avarij takogo zh tipu yaki neodnorazovo vidbuvalisya na VO Mayak Tobto na 2021 rik pererobka VYaP popri pozitivne visvitlennya v ZMI pov yazana zi znachnimi minusami j rizikami yaki nezrivnyanno perevishuyut riziki napriklad vikoristannya vikopnih dzherel energiyi Primitki Redaguvati a b Bezopasnaya opasnost Vokrug sveta ros vokrugsveta ru 2003 iyul Procitovano 4 grudnya 2013 A V Balihin O sostoyanii i perspektivah razvitiya metodov pererabotki otrabotavshego yadernogo topliva Kompleksnoe ispolzovanie mineralnogo syrya 2018 1 17 zhovtnya S 71 87 ISSN 2224 5243 infografika flash ot Guardian Processing of Used Nuclear Fuel Arhivovano 2016 01 23 u Wayback Machine World Nuclear Association 2013 World commercial reprocessing capacity Status and trends in spent fuel reprocessing IAEA TECDOC 1467 September 2005 page 52 Table I Past current and planned reprocessing capacities in the world SShA hotyat pererabatyvat OYaT Ekspert 11 505 20 mar 2006 Procitovano 4 grudnya 2013 v otlichie ot Francii Rossii i Germanii SShA predpochitali horonit ego nepodaleku ot svoego igrovogo centra v Las Vegase v shtate Nevada gde na segodnyashnij den nakopilos uzhe bolee 10 tysyach tonn obluchennogo topliva Himiya toriya urana plutoniya Uchebnoe posobie Plutonium burning in LWRs angl Arhiv originalu za 13 sichnya 2012 Procitovano 5 grudnya 2013 Current reprocessed plutonium fuel burn up 35 40 MWd kg HM has a fissile content of some 65 the rest is mainly Pu 240 PERFORMANCE OF MOX FUEL FROM NONPROLIFERATION PROGRAMS 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting Chengdu China Sept 11 14 2011 17 October Arhivovano z dzherela 5 bereznya 2013 Plutonium gt Plutonium and weapons angl World Nuclear Association March 2012 Arhiv originalu za 18 serpnya 2015 Procitovano 5 grudnya 2013 Allowing the fuel to stay longer in the reactor increases the concentration of the higher isotopes of plutonium in particular the Pu 240 isotope For weapons use Pu 240 is considered a serious contaminant but any significant proportions of Pu 240 in it would make it hazardous to the bomb makers as well as probably unreliable and unpredictable Typical reactor grade plutonium recovered from reprocessing used power reactor fuel has about one third non fissile isotopes mainly Pu 240 d O mezhdunarodnom sotrudnichestve Rossii v oblasti utilizacii izbytochnogo oruzhejnogo plutoniya spravochnaya informaciya MID RF 11 03 2001 izotopa PU 240 Nalichie poslednego v bolshih proporciyah sushestvenno oslozhnyaet zadachu proektirovaniya nadezhnogo boezaryada s zadannymi harakteristikami Obrashenie s RAO i OYaT na predpriyatiyah YaTC a b v Otrabotannoe yadernoe toplivo teplovyh reaktorovPosilannya RedaguvatiProcessing of Used Nuclear Fuel World Nuclear Association september 2013 angl Status and trends in spent fuel reprocessing IAEA TECDOC 1467 veresen 2005 Zberigannya ta pererobka VYaP virobnictvo izotopiv Rosatom ros Statti pro pererobku VYaP nedostupne posilannya z Dekabr 2019 Rosijske atomne spivtovaristvo ros 6 Radiohimichna pererobka yadernogo paliva Bekman ros Plani pererobki VYaP na FGUP VO Mayak do 2030 roku 2011 ros Haperskaya A V Problemy obrasheniya s OYaT v Rossii i perspektivy ih resheniya Bezopasnost yadernyh tehnologij i okruzhayushej sredy 2012 3 S 50 56 Programma sozdaniya infrastruktury i obrasheniya s otrabotavshim yadernym toplivom na 2011 2020 gody i na period do 2030 goda Bezopasnost yadernyh tehnologij i okruzhayushej sredy 2012 2 S 43 55 A V Balihin O sostoyanii i perspektivah razvitiya metodov pererabotki otrabotavshego yadernogo topliva Kompleksnoe ispolzovanie mineralnogo syrya 2018 1 S 71 87 Otrimano z https uk wikipedia org w index php title Pererobka vidpracovanogo yadernogo paliva amp oldid 38247779