Библиотека | Статьи

Сага о Росатоме. Ядерный топливный цикл.

Название серьезное, тема – серьезная вдвойне, но давайте попробуем не забывать великого Олега Янковского в роли Мюнгхаузена: «Улыбайтесь, господа, улыбайтесь! Все глупости на Земле совершаются с серьезным выражением лица!» (С)

Давайте сначала от печки – наверняка ведь уже запамятовали, что да как. ЧТО горит в реакторе АЭС? Можно ответить одним словом – уран, а можно чуточку подробнее: горит изотоп урана с атомным весом 235. У 99,27% природного урана в ядре 238 протонов с нейтронами, и этот уран спокоен и стабилен – период полураспада у него, чтобы мало не показалось, без малого 4,5 миллиарда лет. Но, как и во всяком солидном, консервативном сообществе, имеется в уране и своя «оппозиция», она же – «пятая колонна». Что отличает оппозиционеров от позиционеров в политике? А) их мало; Б) они нервные, на месте им не сидится, вечно чего-то суетятся и не понять, чего хотят. Уран – элемент природный, потому и у него все как у нас, человеков.

Среди массы урана вечно есть «недовольные» — атомы, которым досталось протонов и нейтронов меньше, чем положено. У физиков есть для них специальное слово – изотоп. В случае урана речь идет об изотопе урана-235 – атомы, которых природа обидела на 3 частицы. Нервные. Недовольные. Готовые распаться-разделиться на еще более мелкие куски. Ну, натуральная оппозиция, хоть ты тресни! Это про уран-235 нам рассказывали в школе, когда вбивали в неокрепшие умы понятие «цепной реакции». Помните? «Нейтрон шмякнул по атому, выколотил из него сразу два нейтрона, те понеслись дальше, шмякнули уже по двум атомам, выколотили уже четыре…» Это про уран, но не про весь, а только про уран-235. Уран-238 ведет себя как толстенный чинуша от «Единой России»: вокруг бегают, суетятся, орут нехорошими голосами какие-то мелкие людишки, а ему – по барабану, он «в поряде». И в реакторе АЭС уран-238 ведет себя, как напарник Шурика на стройке в исполнении Смирнова: присутствует, но не участвует. Не, ну не так, чтобы абсолютно – случается, что его из равновесия выведут, но об этом еще поговорим. Случается. Но редко.

Чтобы уран «горел» в реакторе АЭС, в нем должно быть около 4% урана-235. потому уран природный и обогащают: искусственным образом нагоняют в уран «мелочь пузатую», готовую не просто ртрудиться, а в буквальном смысле гореть на работе. Надеюсь, кто да как обогащает, еще не забыли? Обогатили, запихнули в реактор. Уран-238 – присутствует, но не участвует, уран-235 – «горит». Теперь давайте посмотрим на то же самое, но с точки зрения кошелька – то бищь экономики. Вот из шахты или карьера выволокли гору урановой руды, в которой самого урана – считанные проценты. Вот руду переработали, получив горы отвалов, в которых ни черта нет и — щепотку урана. Приволокли его на обогащение, соединили с фтором, загнали в центрифугу № 1. Там – 99,3% урана-238 и 0,7% урана-235. Центрифуга № 1 накрутила разделительной работы и – условно – в центрифугу № 2 пришла смесь из 99,2% урана-238 и 0,8% урана-235. В центрифуге № 1 при этом остался практически чистый уран-238, который, собственно говоря, никому не надо. Выгрузили и свалили в «хвост». Тем временем центрифуга № 2 довела содержание урана-235 до 0,9% и передала его дальше. А в ней, елки-палки, снова остался никому ненужный уран-238. Выгрузили – и тоже туда же – в «хвост».С точки зрения экономики – откровенный бардак. Руду добывали, зарплаты платили, механизмы амортизировали, руду чистили от шлаков, электричество тратили, топливо жгли… И – горы урана-238 вокруг центрифужных производств.

Мало того! Стержни с топливом отработали свое в реакторе, их оттуда вытащили, дали остыть. ЧТО в них? Да опять уран-238! Уран-235 сгорел, а этот поприсутствовал и валяется в составе ОЯТ (отработанного ядерного топлива). Не, ну это нормально?! Возимся-возимся с ураном, а уран-238 как с самого начала никак не использовался, так и не используется до самого упора. Бардак! Причем бардак и с точки зрения экономики, и с точки зрения геологии: мы выгребаем урановую руду, запасы которой конечны на третьей от Солнца планете, но для дела используем только 0,7% от общей массы искомого продукта. Изнасилуем месторождения, останемся с горами урана-238, после чего тихо и печально закроем все АЭС.

Кому такая перспектива могла нравиться, спрашивается? Нет, американским атомщикам, само собой, по барабану: вырубят АЭС, они пойдут ойфоны делать. А нашим – куда?! В трактористы аль грузчики, что ли? Так и там местов нету – Обама ведь сказал, что порвал нашу экономику в клочья, а Обама врать не станет, он ведь не гусь лапчатый, а сам президент самих США. И, разумеется – испугались наши атомщики, задрожали от грядущей, понимашь, безработицы. Нельзя же, в самом деле, даже думать – не то, что говорить! – что в нашем атомном проекте собраны лучшие головы, руки и соображалки, что Росатом не то, что на голову, а на 2-3 корпуса впереди «передового Запада». Все – от испуга, от страха перед могучими санкциями могучих США и ЕС. Страха настолько глубокого, что о расширении топливной базы атомной энергетики наши атомщики стали думать еще во времена СССР. Думали, работали, экспериментировали, по крупицам, по миллиметрам отрабатывая и совершенствуя технологии даже во времена ЕБНа, когда все – казалось бы – разваливалось и рассыпалось в прах. Все это – только от страха перед санкциями 2014 года, такой вот временнОй парадокс. Кто не верит в эту стройную гипотезу – звонить Обаме или Навальному, они подтвердят, Касьянов печать прикладет.

Если без ёрничества, то вопросы были поставлены четко: как и что нужно сделать, чтобы как можно больше с таким трудом найденного, с таким трудом добытого, очищенного урана шло в топливный цикл. Как сделать так, чтобы работал и ненужный в классических реакторах уран-238? Как сделать так, чтобы отработанного ядерного топлива было как можно меньше и чтобы остающееся не было настолько радиоактивно опасным? Вопросы тем более насущные, что продолжать сжигать в топках электростанций нефть и газ – по большому счету, глупость. Углеводороды – источники химических продуктов, полиэтиленов и пластмасс, смазок и бензинов-керосинов, а мы все это – в печку, чтобы потом героически бороться с нарастающими объемами выбросов всяческих угарных и прочих парниковых газов. Не умно. Не достойно звания человека разумного.

Предлагаю считать это не заметкой, а репликой перед началом «большого пути» — просто, чтобы лучше понимать, отчего возникла идея замкнутого ядерного топливного цикла. Дорога будет совсем не короткой, поскольку надо будет выяснить, как из чего в классических реакторах появляется плутоний, разобраться с реакторами на быстрых нейтронах с теплоносителем в виде жидкого натрия и жидкого свинца, понять, что такое МОХ-топливо и что такое REMIX-топливо, почему фабрикация новых видов ядерного топлива не менее важна, чем новые типы энергетических (энергетические реакторы – это те, которые ток в сеть гонят, в отличие от экспериментальных и исследовательских) реакторов. В общем, тема большая и лично мне кажется очень интересной. И, честное пионерское, я даже не буду подтрунивать над моими любимыми Соединенными Штатами! По очень простой причине – их в этой теме нет, причем нет от слова «вообще», так что и обсуждать тут нечего. Но это мне – интересно, а вот нужна ли эта «заумь» еще кому-то?..

Источник

Сага о Росатоме. Ядерный топливный цикл. Часть 2

Я предупреждал — цикл будет не простым, сильно насыщенным технической информацией. Попробуйте прочитать, а потом, очень прошу, потратьте пару минут на пару строк — читаемо ли вот это вот.

Если исходить из «классического» определения, ядерный топливный цикл – это совокупность всех технологических процессов, охватывающих всю цепочку обращения ядерного топлива. Красиво сформулировано, хотя зачем обзывать уран «ядерным топливом», если на сегодня никакого другого нету – не очень понятно. Наверное, на вырост, в надежде на то, что ядерным топливом станет и плутоний, и торий.

Если на пальцах, то цепочка более-менее понятна. Добыть руду. Очистить руду от ненужных шлаков, чтобы получить сам уран. Превратить его сначала в закись-окись урана – желтый кек. Перекинуть на заводы по обогащению, превратить во фторид урана. Обогатить до тех самых 4% по урану-235. Фторид превратить в оксид урана, порошок спечь в таблетки. Таблетки «засыпать» в тепло-выводящие элементы, из них сформировать ТВС – тепло-выводящие сборки. Поставить стержни в реакторы, дать «прогореть». Вытащить, дать стержням остыть в специальном хранилище АЭС. «Остыть» — это я упрощаю, в отработанном ядерном топливе идут всяческие ядерные процессы атомов, которые образовались во время работы реактора. Ну, и в перспективе – вывезти в постоянные хранилища ОЯТ.

Так это выглядело до последнего времени, и называют сей процесс «открытым ядерным топливным циклом». Звучит красиво, конечно, но при чем тут слово «цикл»? Цикл подразумевает повторяющийся процесс, а тут он где? Нет его – это убийство урана-235 и создание гор неиспользуемого урана-238 в чистом виде. «Проклятые расхитители социалистической собственности!», как говаривал Бывалый в незабвенном фильме. Всех под суд за нецелевые траты, Сталина на вас нет и далее по списку. А, если серьезно, атомщики всегда прекрасно понимали, что ОЯТ можно научиться использовать повторно, наполнив слово «цикл» не только звучанием, но и содержанием. Поэтому ОЯТ не пытаются как-то уничтожить, захоронить под 100-метровым слоем бетона, чтобы ни радиоактивность до нас не дотянулась, ни мы до ОЯТ. Во всех ведущих странах «атомного клуба» хранилища ОЯТ – длительного срока (до 50 лет), но не бесконечного. Росатом, строя АЭС зарубежом, в контрактах всегда предусматривает вывоз ОЯТ в Россию, поскольку а) спички детям не игрушка; б) уверен, что это вот отложенное решение будет успешно осуществлено: циклам ядерного топлива – быть! Чтобы придумать, как создать именно цикл, надо хорошо понимать, что происходит в реактора во время «горения» в нем топлива и что получается в результате.

Да, «горение» я всегда ставлю в кавычки не просто так. Горение – реакция химическая, в которой обязательно участвует кислород из окружающей нас атмосферы. А в реакторе все процессы – физические, идут внутри атомов и никакого кислорода не расходуют в принципе. И «трубы», украшающие АЭС – вовсе не трубы, а так называемые градирни. Специальные такие устройства для отвода лишнего тепла, но про это потом, пока главное – над градирнями не поднимается дым: все, что мы видим, это самый обычный пар. Так что, если какие гринписвцы или еще какие «зеленые» в вашем присутствии будут визжать про «экологическую опасность АЭС» — будьте добры, передайте им лично от меня подзатыльник, а лучше – два.

Так вот, про «горение» топлива в реакторе АЭС. (На всякий случай – дальше речь идет о реакторах ВВЭР, а не об РБМК и не о реакторах на тяжелой воде, но и об этом – потом) Самое понятное – то, что постепенно уменьшается концентрация урана-235, поскольку именно он и «горит». Но до полного нуля его не довести – когда концентрация уменьшается до знакомых до боли 0,7%, цепная реакция деления прекращается сама по себе. А что с ураном-238, который, негодяй, присутствует, но не участвует? Цепной реакции в нем не возникает ни при каких обстоятельствах – такова уж его физическая особенность. Но один раз – не … не это вот самое, что так любят в Европе. Нейтронов в реакторе носится много, и время от времени уран-238 нехотя, лениво, но 1 нейтрон да принимает внутрь себя. И таки происходит целых две ядерные реакции, в результате которых 1 атом урана-238 исчезает, а вместо него образуется 1 атом плутония-239. Логично – было 238 нейтронов и протонов, «приклеился» 1 дополнительный – получили следующий элемент таблицы Менделеева: плутоний-239. К концу эксплуатации закладки ТВЭЛ количество плутония дорастает до 1%.

Но ОЯТ – это не только уран да плутоний. Во-первых, уран-235 после того, как по нему шмякнул нейтрон, распадается на куски, которые так, по честному и называют: осколочные нуклиды. Во-вторых, часть урана-235 при ударе нейтрона вместо того, чтобы развалиться, принимает его вовнутрь себя, образуя всяческие трансурановые (более тяжелые, чем сам уран) атомы. В-третьих, образовавший плутоний-239 – парень весьма неспокойный, норовит ядерно реагировать, не отходя от кассы. Стырит нейтрон, оставленный без присмотра – бац, и вот он уже плутоний-240, изотоп. Стырит два – и вот он уже плутоний-241, еще один изотоп. А воровство не тебе предназначенных нейтронов – штука и опасная, и азартная, как любой другое воровство. Плутоний-239 умудряется войти в раж и включает собственную цепную реакцию, но его за это не наказывают – он ведь теплоотдачу реактора поднимает, пусть и не намного.

Короче, без поллитры не разобраться – сами видите. Значит, что? Вываливаем в сторонку 1 тонну ОЯТ, вооружаемся мелкоскопом, надеваем свинцовые трусы, поскольку все тут радиоактивно и топаем пересчитывать эту едрен золу. Пинцет, чтобы атомы рассортировать, калькулятор – в общем, все дела. Первое, что видим – разумеется, гора г…а. Ой, — урана-238, какое-то не то слово вырвалось, простите. Вот пусть изначальное обогащение по урану-235 было 3,3%, то есть в загруженной в реактор 1 тонне топливе было 967 кг урана-238 и 33 кило – урана-235. Ну и чО? Да ничО – в «золе» 943 кило гумна, то бишь урана-238. Каким ты был, таким ты и остался, если и постройнел – то совсем немного. От урана-235 остался пшик – 8 кило. Еще 4,6 кг – уран-236, но вот он точно не нужен. Так уж получилось, что изотопы урана и плутония с четными номерами в цепных реакциях не участвуют – шлак. Та-ак, а вот тут интересненько – 8,9 кило плутония. Откидываем его в сторонку, настраиваем мелкоскоп почетче. Что видим? По 33,3% плутония-239, 240 и 241. 239й и 241й – пригодятся, в них цепная реакция возможна. 240-й – шлак.

Но плутоний-240 и его 33 и 1/3 заслуживают пары слов. Чертовски полезная штука! Почему? Ну, речь ведь ведем об обычном энергетическом реакторе, который на мирной АЭС стоит, а тут – плутоний. Говорим — плутоний, подразумеваем – едрён-батон. Поставили мирную АЭС в хитрую Турцию, она ОЯТ зажилила и слепила из него Бомбу. Каково?! Так вот, благодаря одной трети плутония-240 – кАково: как говорят циничные атомщики, из-за этой одной трети «предсказуемого ядерного заряда изготовить невозможно». Так что дорогой наш и родненький плутоний-240 не только шлак, но еще и предохранитель от желающих покуситься на создание едрён-батонов. Извините, что отвлекся от ковыряния в тонне «золы», но, согласитесь – тонкий момент, который надо хорошо понимать. Не может стать АЭС отправной точкой для создания ядерного оружия, и это – хорошо. Супротив физики не попрешь, даже если ты очень хитрый, злой и коварный террорист, потому и можно спокойно расставлять АЭС по белу свету.

Ладно, возвращаемся к тонне «золы». 943 кг– уран-238, 8 кило урана-235, 8,9 кило плутония в ассортименте. Итого – 959,9. И что тут еще лежит и пахнет – в смысле радиоактивничает? Так-с… 35 кило пресловутых осколочных нуклидов – перечислять лениво, мы не олимпиаде по химии. Все прочее – трансурановые элементы с названиями красивыми – нептуний, америций, кюрий… Все, поковырялись. Трусы свинцовые – в сторону, мелкоскоп – на свалку, поскольку он теперь тоже радиоактивен. ОЯТ фонит, и фонит очень сильно, поскольку вот эти вот осколки и трансураны очень любят распадаться. Потому ОЯТ выдерживают на специальной площадке возле АЭС от 3 до 5 лет – только после этого его можно куда-то транспортировать или – если научиться – перерабатывать. Нет, ну а что перерабатывать-то? Полезного там только 8 кило урана-235 да 9 кило плутония. Как их вытащить из «золы»?

Знаете, даже я пас пересказать словами человеческими этот праздник химиков, ибо они нормальным языком вообще не пользуются. Процесс выделения урана и плутония из ядерной «золы» они назвали Пюрекс-процесс: Plutonium-Uranium Recovery by EХtraction, PUREX. Но экстракция там двойная, потом еще и аффинаж, упаривание и денитрация. Страшно? Да я сам, вслух произнося такое, подергиваюсь! Но, с другой-то стороны, я ведь обещал человеческим языком пользоваться и простые аналогии подбирать. Сейчас попробую…

Кинофильм «Чужой» видели? Какие там славные твари по экрану носились – помните? А они ведь тоже кушать хотят, блюда какие-то готовят… Нет, не видели такое кино? Ну, давайте представим, что вы откладывали супруге по копеечке на во-о-от такой красоты лабутены, а потом звоните ей по телефону: «Дорогая, ты ужин готовь, я скоро буду! Только с лабутенами незадачка получилась – я тут по дешевке купил обалденный коленвал. Ты уж потерпи, через годик купим лабутены – ну, если повезет».Представили? Ужин она, тем не менее, готовить стала, использовав вместо поваренной книги рецепт PUREX.

«Аккуратно нарезав мелкими кусочками ТВЭЛы, не очищая их от кожуры и мякоти, поместите их в кастрюльку со свежей 100%-ной азотной кислотой и помешивайте золотой ложечкой, пока все кусочки не растворятся. Полученный бульон процедите через ситечко, а затем добавьте в кастрюльку 30%-ный раствор трибутилфосфата в керосине. Цвет бульона сразу изменится, и кухня наполнится потрясающими ароматами, так радующими вашего любимого супруга. Для придания бульону золотистого цвета всенепременно плесните в него нитрат аммония и несколько ложечек нагретой до кипения 60%-ной азотной кислоты. Через несколько минут осколочные нуклиды превратятся в рафинад, а в бульоне останутся только уран и плутоний. К этому времени во второй кастрюльке у вас как раз вскипит раствор соли двухвалентного железа, который, после добавления, добавит бульону питательности. Не примените дополнительно насытить бульон раствором хлора или серы, подавайте к столу горяченьким».

Мужики! Обещали жене лабутены – идите и купите сразу две пары, а то ведь не исключено, что этот рецепт теперь будет бродить по просторам Интернета! И это я его еще и упростил – в реальности в процессе переработки используют не только азотную, но и серную, и плавиковую кислоты. Короче: химики – могут, за что честь им и хвала и свежий противогаз в придачу. Могут – убрать все шлаки, могут – отделить уран от плутония. У кого нервы крепкие, могут удовлетворить любопытство — Источник…, кто хочет совсем уж подробно — Источник . Тут, правда, на английском, но формулы химических реакций перевода не требуют. Заметим, что работать со всеми этими вот жуткими кислотами, солями и щелочами химикам приходится еще и в условиях применения всех мер биологической зашиты от радиации. И они это – делают!

На освоение технологии Пьюрекс ушел не один год, но теперь она освоена качественно, продуманы все меры безопасности. У нас это делают на «Маяке», Сибирском химкомбинате и на Железногорском горно-химическом комбинате, действуют два предприятия AREVA во Франции и на заводе Селафилд в Англии. Планировали организовать производство японцы, только вот тут я, сидя в Латвии, окончательно перестал понимать, что там и как. Завод японцы упорно строят с 1993 года, передвигая сроки запуска вот уже 23 раза. Было достаточно бравурное сообщение о том, что весной 2016 – точняк и верняк, да вот только зимой тамошний минфин коротенько перевел срок на конец 2018-го.

Удовольствие под названием Пьюрекс дорогое, опасное, но – нужное. Мало того – оно может стать еще и весьма экспортным, поскольку проблема ОЯТ стоит перед всеми странами, имеющими свои АЭС. В переработке ОЯТ как бизнесе пока впереди французы – два завода позволяют им зарабатывать миллиарды на переработке ОЯТ Германии, Швейцарии, Голландии. Росатом отвечает асимметрично: на «Маяке» научились перерабатывать ОЯТ всех видов – из энергетических реакторов, из реакторов экспериментальных, исследовательских, из реакторов подводных лодок. На СХК смогут перерабатывать ОЯТ из наших быстрых реакторов – как из натриевого, так и из «свинцового», задел на будущее делается прямо сейчас. Можно, конечно, и дальше расписывать подробности переработки ОЯТ, но я бы предложил остановиться на констатации главного: радиохимики могут выделить из него уран, плутоний, трансурановые элементы, осколочные нуклиды по отдельности. Те, кто побаивается радиации, тоже могут зафиксировать: все действительно опасное, что нельзя повторно использовать ни при каких обстоятельствах, после извлечения из ОЯТ остекловывается, бетонируется и так далее – дабы соблюсти все жесткие нормативы.

В следующих заметках посмотрим, чем ответили физики: как можно использовать то, что смогли в чистом виде выделить для них химики. Чтобы не было скучно – нашел уникальный фоторепортаж с завода РТ-1, где идет переработка ОЯТ. «Маяк» нынче – это ведь производственное объединение, в составе которого семь заводов, далеко не на все из которых можно попасть простому смертному со стороны. Фоторепортаж 2011 года – сейчас, наверняка, все стало еще более технологичным. Но общее представление о том, как в натуре выглядит все то, что я тут расписывал, уважаемый Илья Яковлев передал самым наилучшим образом. Эх, мне бы туда попасть, но… В общем – потратьте драгоценное время, не пожалеете Источник

Источник

Сага о Росатоме. Ядерный топливный цикл. Часть 3. ОЯТ-1

Прежде, чем продолжить описание замкнутого ядерного топливного цикла, как меня убедили, стоит значительно подробнее рассказать о процессе переработки ОЯТ – отработанного ядерного топлива. И я вынужден согласиться: ведь большая часть радиофобии, подогреваемой всевозможными противниками атомной энергетики, основана именно на мифе о жуткой вредности ОЯТ, которая просто валит с ног невероятной радиоактивностью и со дня на день уничтожит всю планету и нас, «нищасных», вместе с ней. Так что, хоть я сначала и не планировал, а придется написать цикл внутри цикла – о хранении и о переработке ОЯТ. С переработкой ведь не всегда было все гладко. До того момента, как стали внедрять запатентованный в 1947 году американцем Леанердом Аспреем (Larned Brown Asprey) пьюрекс-процесс, и на Западе, и у нас применялся висмут-фосфатный процесс, разработанный в тех же США в 1943 году. Висмут-фосфатный процесс использовался, в первую очередь, для наработки оружейного плутония из ОЯТ, поступавшего с реакторов-бридеров, «заточенных» под создание конкретно плутония-239. Благодаря ему Нагасаки «порадовал» именно плутониевый заряд, и тот же висмут-фосфатный процесс использовался в СССР для создания наших бомб. И американцы, и мы торопились ковать ядерный щит и меч, поэтому руки до освоения придумки Аспрея дошли позже, чем надо было.

Память о себе висмут-фосфатный процесс нам оставил очень недобрую: с 1957 года от Озерска до Пионерска, более, чем на 300 км, протянулся Восточно-уральский радиоактивный след, накрывший собой 23 тысячи квадратных километров и 272 тысячи человек, проживавших на этой территории. Атеисты говорят о розе ветров, верующие – о том, что кто-то или что-то хранит Россию, спорить нет смысла: Восточно-уральский след не коснулся Свердловска и Челябинска, городов-миллионников. Но ядерное оружие собрало свою кровавую жатву – в первые же 10 дней погибло от радиации не менее 200 человек, а общее число пострадавших оценивается в 250 тысяч человек. Об этом нельзя не рассказать подробно – надо хорошо понимать, как такое стало возможно и все ли сделано, чтобы такое никогда не повторилось впредь. Так что рассказ об этой аварии на заводе «Маяк», конечно же, будет. Вот только давайте не сразу – сначала попробуем понять подробнее, что же такое ОЯТ, как с ним обращаются у нас и за рубежами России. Так что начнем с изучения того, как ОЯТ хранится, а потом уже вернемся к способам его переработки.

Просматривая сайты «Гринписа» и прочих борцов за экологию, я иногда натыкался на расшифровку аббревиатуры ОЯТ как «отходов» ядерного топлива. «Отходы»?.. Давайте еще раз напомню, что мы видим в условной тонне ОЯТ. 924 кг урана-238. Ничего себе, «отход»! Его ведь добыли из природной руды, в которой частенько 99% и даже больше – пустая порода. Вытаскивали из шахт/карьеров, очищали механически, химически, перевозили из отдаленных уголков, прокручивали в центрифугах – и вот после всего этого кто-то хочет называть это «отходами»? Блин, никакой совести… Дальше – около 8-9 кг урана-235, на котором, собственно говоря, и работает вся наша атомная энергетика. От 10 до 12 кг – изотопы плутония, которого в природе просто не существует ни в каком виде, он может «вырасти» только в самом реакторе. 945 килограмм в тонне – однозначно полезные вещества, добытые человеком за счет огромного труда и немалых денег. Еще 21 кг – это трансурановые элементы.

«Трансурановые» — это те, которые тяжелее урана, которые в природе тоже не встречаются, которые тоже вот только в атомном реакторе и «выращиваются». Среди них, к примеру, изотоп нептуния-237 – прекрасный исходный материал для получения плутония-238. А плутоний-238 – это основа РИТЭГов, радиоактивных источников электроэнергии: плутоний-238, распадаясь, производит тепло, а термоэлектрогенератор превращает ее в электричество. На РИТЭГах работает аппаратура космических аппаратов, летящих туда, где солнечные батареи уже бесполезны. К примеру, РИТЭГ обеспечивает электричеством марсоход «Кьюорисити» — сейчас РИТЭГ дает 125 ватт электрической мощности, через 14 лет будет выдавать 100 ватт. На РИТЭГах работала и все еще работает аппаратура «Вояджеров», аппаратура стартовавшего к Плутону «Нью Хоризонта». А еще РИТЭГи – аппаратура навигационного оборудования вдоль Северного морского пути, работающая годами на берегах морей с удивительно ласковой погодой. РИТЭГи – это работа метеостанций в такого же рода местах: выставили один раз, и до следующего захода – лет 20-30 в запасе. «Отход»?..

Америций-241 – основа измерительных приборов, нужных в самой разной промышленности. Только этот элемент делает возможным, например, непрерывно измерять толщину металлических лент, листового стекла. При помощи америция-241 снимают электростатику с пластмасс, синтетических пленок, бумаги при их производстве, он стоит в некоторых детекторах дыма. Еще перспективнее америций-243 – на нем возможна цепная реакция при критической массе всего 3,78 кг. Нет, не для бомб, успокойтесь не волнуйтесь. 3,78 кило – это сверхкомпактный реактор, который спокойно поднимается на орбиту, откуда и может состояться старт корабля в дальний космос на совсем других скоростях, нежели сегодняшние космические аппараты. Нет, я тут не фантастический рассказ сочиняю: в тонне ОЯТ – около килограмма америция-241, из которого и можно произвести почти килограмм америция-243.

Про трансурановые атомы, про их изотопы можно рассказывать и рассказывать – многие из них интересны уже сейчас, многие открывают самые заманчивые перспективы. Так что человека, который обзывает ОЯТ «отходами» хочется понять и простить. Хочется – но не можется.

Вся радиоактивная опасность – оставшиеся 3 -3,5 кг так называемых «продуктов деления». Цепная реакция – это ведь не только «один нейтрон выбил два нейтрона, а те, в свою очередь, еще четыре». Нейтроны нейтронами, а что происходит с атомом, в который оный нейтрон изволил врезаться? От удара атом урана-235 разваливается на части, то же самое делает атом плутония. Да, есть еще один «секрет» атомной энергетики, заслуживающий пары слов.

Помните, как образуется плутоний в реакторе? Время от времени «балласт» в виде урана-238 принимает в себя нейтрон и, после двух бета-распадов, превращается в плутоний-239. А плутоний в цепную реакцию вступает еще охотнее, чем уран-235, и он это делает сразу, как только образуется. Плутоний «горит», добавляя мощности всем нашим реакторам – и это хорошо и полезно. 1% плутония, который, в среднем, содержится в ОЯТ – это тот плутоний, который не успел «сгореть», а вырабатывается его за время нахождения твэлов в реакторе раза в два больше.

Так вот, вся вредность ОЯТ – это осколки, образующиеся после ударов нейтронов в ядра урана-235 и в ядра плутония. Три – три с половиной кило редчайшей гадости и мерзости в каждой тонне. Часть этих элементов начинает активно «поедать» нейтроны, замедляя реакцию. Часть этих элементов ухудшают прочность топливной таблетки, делая ее хрупкой, а часть – это вообще газы, которые заставляют «распухать» топливные таблетки. И все продукты деления (дальше – просто ПД. Нет, просто П и Д, не надо добавлять лишние буквы, хоть они и просятся!) – радиоактивны до неприличия. Так что, когда мы говорим о переработке ОЯТ – мы рассуждаем о том, как сделать максимально безопасными вот эти самые 3 – 3,5% ПД, как использовать повторно невыгоревшие уран-235 и реакторный плутоний. На всякий случай повторю, что такое «реакторный плутоний»: смесь из изотопов плутония с номерами 239, 240 и 241. Плутоний-240 – то, из-за чего плутоний реакторный никогда не станет плутонием оружейным, то есть то, что делает ОЯТ безопасным с точки зрения распространения ядерного оружия.

Не хочется теоретизировать, давайте просто посмотрим на судьбу твэлов после того, как их вытащили из реактора. Сборки «фонят» и греются изнутри, поскольку в ПД продолжаются ядерные реакции. Куда деть такое «счастье»? Ну, не транспортировать же! Вода, самая простая вода очень неплохо тормозит нейтроны – вот потому твэлы с ОЯТ и укладывают в специальные пристанционные бассейны. После того, как радиоактивность и температура упадут до значений, которые позволяют их транспортировать, стержни извлекают, помещают в специальную толстостенную тару и везут в специальные «сухие хранилища». «После» в случае водно-водных реакторов – это через три года, меньше нельзя. Транспортировка – это совсем не тривиальная операция. Засунуть сборки твэлов во что-нибудь чугунно-свинцовое – так ведь вес! Потому контейнеры просто стальные, но зато заполнены инертными газами – они и нейтроны поглощают, и охлаждают одновременно. А вот уже сами контейнеры – в транспортно-упаковочные комплексы, где снова сталь, но уже в комплекте с бетоном. Вытащили из бассейна, уложили в контейнеры, в контейнеры вкачали газ, контейнеры упаковали-закрепили в комплексы и только после этого – повезли. Только так и никак иначе.

Куда везут? Сухие хранилища ОЯТ реализованы в России, США, Канаде, Швейцарии, Германии, Испании, Бельгии, Франции, Англии, Швеции, Японии, Армении, Словакии, Чехии, Румынии, Болгарии, Аргентине, Румынии, Украине. Все остальные страны вынуждены каким-то образом договариваться с ними. Впрочем, чего это я? «Каким-то образом» — да понятно, каким! Деньги. Вариантов нет.

Сухие хранилища – тоже большая тема. Дело тут не столько в качестве, сколько в количестве. 400 с лишним коммерческих реакторов по миру, сотни опытных, экспериментальных, исследовательских, реакторов подлодок прочих авианосцев… Ага. 378,5 тысяч тонн ОЯТ – на сегодня, на лето-2016. И 10,5 тысяч тонн ежегодно. И 3-3,5% в них – ПД. Я не просто так говорил, что в эту аббревиатуру настырно просятся дополнительные буквы… Много. Очень много. Потому и хранилищ надо немало, объемы им большие требуются. Прочие требования понятны: радиационная безопасность, защита от любых проникновений, максимально возможная удаленность от крупных городов. ПД и после трех лет под водой продолжают активничать – значит, еще и система охлаждения в комплекте с системой радиационной безопасности. В общем, хлопотно, дорого, но вариантов нет.

Давайте чуть подробнее о том, как это организовано в России, поскольку наше сухое хранилище ОЯТ (с вашего позволения – далее СХ ОЯТ) введено в строй совсем недавно, и на нем впервые применены технологические новинки, делающие его на сегодня уникальным. И эти слова – не ура-патриотизм с шапко-закидательством, а констатация факта со стороны МАГАТЭ.

Строить СХ ОЯТ в Железногорске, на Горнохимическом комбинате (далее – просто ГХК) начали в далеком 2002, но до активной работы прошло шесть лет: все резко изменилось после того, как в 2008 году Россия приняла свою первую федеральную целевую программу «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на период с 2008 по 2015 годы». После этого была решена проблема финансирования, и генеральный директор ГХК Петр Гаврилов показал, что и в наши времена работать, засучив рукава, выдавая на-горА результат четко по графику и без набивших оскомину финансовых махинаций – тоже можно. В декабре 2011 СХ ОЯТ на ГХК (ух ты, какой поток аббревиатуры получился) был сдан в эксплуатацию. Успели! Уложились ровно в смету – 16 миллиардов рублей, и давайте-ка мы эту цифру зафиксируем поточнее, чтобы было удобнее сравнивать с затратами в странах, которые теперь принято изящно называть «западными партнерами». Курс рубля к доллару в 2011 – в среднем 31, так что в СХ инвестировано 516 миллионов долларов. Объем первой очереди СХ на ГХК – 8,129 тысяч тонн, то есть арифметика у нас в России – 6 миллионов 350 тысяч долларов на хранение 1 тысячи тонн ОЯТ (разумеется, это только первоначальные затраты).

И слово «успели» с восклицательным знаком – тоже не просто так. Проблема была в том, что на производственном объединении «Маяк» не перерабатывалось ОЯТ с реакторов типа РБМК — только с реакторов ВВЭР. Соответственно, «мокрые» хранилища под топливо с РБМК заполнялись, заполнялись и заполнялись. От переполнения пристанционных площадок спасало большое «мокрое» хранилище на том же ГХК, но и оно в 2011 было забито под завязку. На российских АЭС за год вырабатывается 650 тонн ОЯТ, и половина из них – ОЯТ именно с РБМК, хотя количественно их значительно меньше, чем ВВЭР: технология реакторов такова, что на РБМК топливо выгорает куда меньше, чем на ВВЭР. Обстановка в 2011 году из-за этого была весьма напряженной. К примеру, «мокрое» хранилище Ленинградской АЭС к этому моменту было заполнено на 95%: еще одна выгрузка топлива, и АЭС бы пришлось просто останавливать. Первый состав с ОЯТ из Питера прибыл уже в феврале 2012 – проблему удалось решить, «просто» выдержав график работ с точностью до часов. Ау, космодром Восточный!.. Ищите телефон Петра Гаврилова, напрашивайтесь на лекцию о том, как надо работать. С декабря 2011 года решена проблема ОЯТ для Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. В сухое хранилище перегружают ОЯТ из «мокрого» хранилища самого ГХК, а в него перегружается ОЯТ этих трех АЭС, вылежавшее больше срока, после которого возможна транспортировка.

Почему именно ГХК выбран в качестве места для центрального, главного хранилища? Ну, прежде всего – из-за большого опыта, наработанного за время работы «мокрого» хранилища и потому, что на ГХК запланировано и строится завод по переработке ОЯТ мощностью 1 500 тонн в год. Снова прошу обратить внимание на цифры: ежегодно российские АЭС выдают 650 тонн ОЯТ в год, «Маяк» перерабатывает 600 из них, завод на ГХК будет перерабатывать еще 1 500. Темп переработки запланирован в три раза больший, чем поступление ОЯТ. Зачем? Россия сможет принимать на переработку ОЯТ с реакторов советского дизайна, а они стоят на территории Украины, в Армении, Болгарии, Чехии, Финляндии, не говоря уже про новые АЭС, которые Росатом строит по миру. Идея очевидна: зарабатывать деньги не только на строительстве реакторов, обеспечении их топливом, но и на, так скажем, постэксплуатационном участке.

Но есть и другие причины, по которым и под хранение, и под переработку ОЯТ был выбран именно город Железногорск (который некогда был Красноярском-26). Режим охраны этого объекта выстроен давным-давно и работает без малейших отклонений. Сейсмическая опасность для таких объектов – очень важный момент, а Железногорск находится в одной из самых безопасных в этом отношении зон нашей планеты. Разумеется, и при строительстве про землетрясения никто не забывал: здание СХ способно выдержать удары до 9,7 баллов. Правда, в истории Земли таких встрясок в Сибири не было, но если уж делать – так с запасом. И, вполне традиционно для российских атомных объектов, падение самолета на крышу СХ – тоже учтено.

Как беспокоились о безопасности радиационной? Было аккуратно разобрано незавершенное здание завода РТ-2, и на его фундаменте, после тщательных расчетов, построили совершенно новое. Новое здание – это, на минуточку, 80 тысяч кубометров монолитного железобетона. Но эти стены только, что называется, внешний периметр – важный, но не главный. ОЯТ приходит с АЭС в специальных контейнерах, заполненных инертным газом и в которых «сборки» жестко зафиксированы. На ГХК их укладывают в специальные пеналы – опять же заполненные инертным газом. «Сборки» продолжают греться, поэтому охлаждения не может быть много. Кроме того, инертные газы полностью исключают коррозию, что тоже, согласитесь, немаловажно. Пеналы размещают на стеллажах, причем ставят на дистанции друг от друга, чтобы не мешать конвекции воздуха. Все эти меры рассчитаны на то, чтобы СХ продолжал спокойно функционировать в случае полного отсутствия электричества и персонала – хотя я не очень представляю, что должно произойти, чтобы такой случай произошел. Ну, разве что короткое замыкание масштаба «Красноярский край» утром 1 января… Одним словом, НИКИМТ-Атомстрой, который все это спроектировал, постарался на славу. И не надо шарахаться от аббревиатуры – Росатом аккуратно сохраняет названия, появившиеся на заре атомного проекта! НИКИМТ – это Начно-Исследовательский и Конструкторский Институт Монтажной Технологии. Уффф)

На ГХК бывали не только люди из МАГАТЭ. Приезжали, к примеру, японцы – и текли у них слезы умиления от сейсмической безопасности. Спросили про гарантийный срок хранения и отказались верить, что он всего 50 лет – уверенны, что это шутка какая-то, поскольку по их нормативам меньше 100 лет быть не может. Приезжали люди с калькуляторами из США – эти ржали над нашим мизерным ВВП: хранение ОЯТ в Железногорске обходится в 5,5 раз дешевле, чем у них. Несколько раз прибывали всевозможные борцы за экологию и журналисты, бегали со счетчиками всюду – не фонит, как ни старайся. На общественные слушания приглашали так, как оно и предписано всевозможными инструкциями – через СМИ, телевидение, интернет. Общественники не ленились – приезжали, осматривали. Есть в Сибири Общественная экологическая палата гражданской ассамблеи Красноярского края (нет, ну вот кто сочиняет такие коротенькие названия-то…), которая и подвела итоги общественных слушаний: «Оснований для полемики вокруг всех видов безопасности на СХ ОЯТ в Железногорске не осталось».

Ну, а пока все бегали и зубом цыкали, Петр Гаврилов и начальник управления капитального строительства комбината Алексей Векенцев продолжали работать – ведь в декабре 2011 была закончена только первая очередь СХ. Отработав вместе со специалистами из НИКИМТ всю технологическую цепочку по перегрузке в пеналы, по обеспечению герметичности всех швов на них и так далее, ГХК с чистой совестью продолжал работу по расширению СХ. В декабре 2015 Госкомиссия подписала акт приема в эксплуатацию СХ «в полном развитии» тихое, незаметно прошедшее событие, уверенно и надежно не замеченное нашими большими СМИ. Что такое какие-то там десятки тысяч кубов бетона, когда настала пора пересчитывать стразы в плюмаже Киркорова?.. Ну, а для тех, кому интересна такая скукотень, — коротенькая фраза: «На ГХК завершено строительство объектов полного развития первого и пока единственного в мире комплекса централизованного сухого хранения ОЯТ». И снова – четко по графику. И снова – без коррупционных скандалов.

«Пока единственный в мире» — это теперь уже с акцентом на слово «пока». Потому, что за 2012 и по наше время решения о строительстве таких же централизованных сухих хранилищ уже приняли Япония, Испания и Южная Корея. Подчеркиваю – таких же. Дважды приезжал в гости и заместитель министра энергетики США, но тут сомнений нет – «такого же» там не появится. Они крылечко приделают, и это мгновенно станет эпохальным ноу-хау. Впрочем, ситуация с ОЯТ в Америке заслуживает отдельной заметки – уж очень там все драматично, хотя местами и вполне комично. Какая-то такая американская «атомная традиция» — делать серьезные проекты так, что смотреть на это без улыбки часто не получается, центрифугой клянусь!

Ну, а что значит для самой России завершение строительства полного объема СХ в Железногорске? Теперь места хватает не только для ОЯТ с реакторов РБМК – его хватит и для ОЯТ с ВВЭР, причем уже не только с АЭС в самой России. ГХК готов принимать на хранение ОЯТ с территории Украины, Болгарии, Чехии, готовится к частичной разгрузке «мокрое» хранилище ОЯТ Армянской АЭС. Но конечная цель – не хранение ОЯТ само по себе, конечная цель – то самое замыкания ядерного топливного цикла: на ГХК планово идут работы по строительству опытно-демонстрационного центра переработки ОЯТ. Вот к переработке ОЯТ я обязательно вернусь, но после того, как бегло «осмотрим», что происходит с хранением ОЯТ в разных интересных странах.

Ах да, я чуть не забыл про тех, кто убежден, что на ФБ пишутся не просто статьи-заметки научные работы, а потому ссылки на источники информации строго обязательны. Правда, я еще не вырос до того, чтобы давать ссылки на сайты с указанием точных дат публикации, но буду стараться. Считайте, что голосом Левитана: при написании данной заметки были использованы данные сайтов Rosatom.ru, Atominfo.ru, Proatom.ru, Sibghk.ru, newslab.ru, atomicexpert.ru. nuclear.ru, tecnoblog.ru, atomic-energy.ru, tvel.ru, rosenergoatom.ru, atomvestnik.ru, seogan.ru, nikimtatomstroy.ru. Автор выражает глубокую благодарность всем, благодаря кому он тут рекламирует все эти сайты – читайте их, любите их! Заодно можете проверить – не перепутал ли я тут чего, не ввел ли рецензентов в заблуждение.

Источник

Сага о Росатоме. Ядерный топливный цикл. Часть 4 или ОЯТ-2

На примере России мы посмотрели и увидели часть решения проблемы закрытого ядерного топливного цикла. Ежели коротко: отработавшие сборки твэлов извлекли из реактора, на несколько лет уложили в «мокрое» хранилище рядом с каждой АЭС, после остывания – перевезли на ГХК, уложили в сухое хранилище до той поры, пока радиационная безопасность не позволит приступить к переработке ОЯТ тут же, на достраиваемом Росатомом предприятии. (ТВС – тепловыделяющая сборка, в которой собраны твэлы – тепловыделяющие элементы, которые представляют из себя циркониевые трубки с таблетками уранового топлива внутри. ГХК – Горно-Химический Комбинат Росатома, город Железногорск, в недавнем прошлом – Красноярск-26. ОЯТ – отработанное ядерное топливо). Переработали – получили новое топливо, но об этом подробнее позже, когда разберемся с ОЯТ по беду свету.

Да, я и сам себе начинаю напоминать Задорнова, но ничего не могу поделать – Америка, Соединенные Штаты Айфонов. Именно сразу после России – как пример прямо противоположного подхода: передового, продвинутого и всяко «затыкающего Россию как страну-бензоколонку». Никакой пропаганды, просто факты , которые всяк волен «интертрепировать», как ему больше нравится.

Жил да был в США президент Рональд Рейган – история начинается аж с прошлого тысячелетия. Первый закон о политике в области обращения с ОЯТ – Nuclear Waste Policy Act – был принят в 1982 году и подписан именно Рейганом. По этому закону США взяли, да и отказались от самой идеи переработки ОЯТ. Неча тут!.. Было принято решение найти место и организовать вечное хранилище ОЯТ и так называемых ВАО – высокорадиоактивные отходы. Ну, вот опять огорчение – аббревиатуры радиоактивных отходов, которые придется привести. Да, это именно отходы – то, что не будет повторно использовано никогда и ни при каких обстоятельствах, участь которых – лежать, фонить и не давать нам спокойно жить. Прошу не путать с ОЯТ! Вот она, классификация, принятая МАГАТЭ:

ОО – освобожденные отходы. Рекомендация – извлекать, утилизировать в обычном порядке.

ОНАО – очень низкоактивные отходы. Рекомендация – захоронение с земляной засыпкой.

ОКЖО – очень короткоживущие отходы. Рекомендация – выдержка с целью снижения радиоактивности.

НАО – низко активные отходы. Рекомендация – приповерхностное захоронение.

САО – средне активные отходы. Рекомендация – захоронение на средних глубинах.

ВАО – высоко активные отходы. Рекомендация – захоронение в глубинных геологических формациях.

Да, чтобы не волноваться: приповерхностное захоронение – это траншеи или недействующие шахты с глубиной не менее 10 метров. САО по методам захоронения приравняли к ВАО – МАГАТЭ считает разумным захоронение глубиной от 500 метров и больше.

Так вот, решение США – приравнять ОЯТ к ВАО, «закопать и забыть». Плевать нам на перспективы закрытого ядерного топливного цикла, на трансурановые элементы, не хотим мы никакого пьюрекс-процесса, для нас наша сегодняшняя безопасность и всех последующих поколений превыше всего. Уран нам новый найдут, долларов у нас хватает (обратите внимание: я, как человек, до самозабвения любящий американскую демократию, даже не попытался написать «если что – врубим печатный станок». Кто-то другой стал бы вспоминать ничем не обеспеченную и никем не контролируемую эмиссию долларов США – а я нет, я не такой, я вот ни слова, ни одной буквы! И теперь за то, что я слова плохого про зеленые бумажки не сказал, Госдеп мне пришлет самосвал денюх!!! Всем – быстро начинать завидовать!!!).

Плохое это решение или хорошее? Можно спорить, но я просто констатирую факт: США приняли именно такой, а не какой-то другой закон об обращении с ОЯТ. Они отнюдь не одиноки: такого же мнения придерживаются, к примеру, Финляндия и Швеция. Не заморачиваемся, «хороним» один раз и навсегда.

Но это у политиков все просто: приняли закон, наловили очков у избирателей и спят спокойно. Технические «мелкие подробности» их особо не волнуют – бумага, на которой напечатан закон, намного важнее всего прочего. А вот ребятам «от сохи» каково? В США все проблемы перевесили на министерство энергетики (с вашего позволения далее – просто МЭ). И вот эти ребята, открыв инструкции МАГАТЭ, выучили русский мат без словаря и логопедов. Местность малонаселенная – раз. Глубина не менее 500 метров – два. Хранилище должно быть расположено ВЫШЕ грунтовых вод не менее, чем на 300 метров – три. Отсутствие сейсмической и вулканической активности – четыре. Отсутствие просачивания дождевых вод, которые может привести к коррозии корпусов с ОЯТ – пять. В общем, списочек там – в метр длиной. (Желающие могут без труда найти обновленный доклад МАГАТЭ 2011 года по этому поводу – 104 страницы текста на английском языке) Но МЭ было преисполнено энтузиазма и уверенности в том, что с поиском такого места ему удастся справиться. Отчего да почему?

Прошу прощения, но, как и в любом другом детективе, в атомном проекте, чтобы добраться до следствия, приходится уходить в «глубь веков», чтобы найти причины. Рано или поздно – выберемся, еще разок оценив, как то, что было «тогда», обеспечивает нам картинку того, что мы видим «сейчас».

В 1955 году Комиссия по атомной энергии США (да, всевозможных органов в Америке, в той или иной степени контролирующих безопасность всего, что связано с атомным проектом – больше десятка. Ау, любители порассуждать о засилье бюрократизма в России!..) обратилась в Национальную Академию с просьбой изучить возможность подземного захоронения радиоактивных отходов. В то далекое уже время нынешние американцы еще носили прозвище «янки» с гордостью: энергичные, изобретательные, они не боялись любой работы даже без наличия в шаговой досягаемости холодильника с «Кока-Колой». Им совершенно не нравилось, что РАО копятся, они отчетливо понимали, что с годами это может стать большой и серьезной проблемой. И опасения эти появились ДО начала эры массового строительства АЭС: проблема росла у военного атома. Национальная Академия в 1956 выдала вердикт: если хоронить под землей, то лучше всего – в толще каменной соли. Соль – сухая, у нее отличная теплопроводность (то есть она сможет быстро отводить тепло от греющихся РАО), под давлением земной толщи сверху соль становится пластичной, благодаря чему сможет «залечивать» возникающие трещины, дефекты и прочие нарушения.

По каким причинам проверка этой теории началась не сразу, мне найти не удалось, но уже в 1965 Национальная лаборатория Оак-Ридж приступила к первым, экспериментальным опытам по захоронению ВАО в пласте каменной соли в штате Канзас. Эксперименты шли до 1969 года и были на удивление удачны: в 1970 Комиссия по атомной энергетике и лаборатория Оак-Ридж пришли к выводу, что такой способ захоронения будет абсолютно надежным на протяжении 225 миллионов лет. В том же году КЭА наметила под будущее хранилище одну из соляных шахт Канзаса, но в 1974 передумала и приступила к изысканиям в штате Нью-Мексико, в 42 км от городка Карлсбад. Место славное – пустыня, никакой особой деятельности человека, население – минимально возможное для такой густонаселенной страны, как США. Пласт соли – толщиной более километра, с небольшим наклоном, который позволяет работать со всеми возможными удобствами. Пласт начинается на глубине более 500 метров и уходит вниз еще на 500 метров. – ну, вот полное соответствие жестким рекомендациям МАГАТЭ. Находится это место в двух км от хребта Ливингстон, который прекрасен тем, что по нему не течет ни единого ручейка, а грунтовые воды, как и положено, начинаются на 300 с лишним метров ниже камер хранилища.

Ну, вот, похвалил – еще грузовик денюх мне обеспечен. Ну, и хватит о хорошем…

Описывая место, где нынче находится хранилище, которое называется Waste Isolation Pilot Plant или просто WIPP, как-то очень уж нечасто упоминают еще одну замечательную достопримечательность. WIPP расположен в 7 км от … эпицентра подземного ядерного взрыва «Гном» 1961 года. Если в ваших комментариях будут вопросы по поводу этого славного события – расскажу все, что известно из открытой печати. А тут ограничусь сухоньким резюме о его последствиях, которые имеют место быть. «Гном» сформировал в недрах своеобразную техногенную «живую» структуру, современная активность которой уже охватывает зону WIPP. Свидетельством служат признаки активизации сейсмичности в этом районе, резкие скачки уровня подземных вод, а также обнаружение техногенных радионуклидов в подземных водах на значительном удалении от эпицентра «Гнома».

Как только начались изыскания в районе будущего WIPP, появились и противники этого проекта. Soythern Research and Infirmation Center (повторяю – в Штатах реально десятки организаций, занимающихся радиоактивной безопасностью) в том же 1970 заговорила о том, что в Нью-Мексико есть месторождения нефти и газа и «если кто-то через несколько сотен лет пробурит тут скважину, не подозревая о наличии WIPP, возможны катастрофические последствия». Это замечательный пример высочайшего уровня интеллекта многих и многих экологических движений: «… не подозревая о наличии самого большого в Штатах хранилища ВАО», не так ли?

Если говорить о законах, которых у Штатов нет, но которые им явно нужны, то лично я бы предложил запретить рассказывать анекдоты о «горячих эстонских парнях». Следите за датами! В 1956 появилась теория о том, что хранить ВАО вечно нужно в пластах соли. В 1969 закончились экспериментальные проверки, подтвердившие теорию. В 1974 было найдено место, где можно и нужно строить хранилище. Строительство началось в 1981 году, первый груз прибыл 21 мая 1999 года. Быстро сотрите с лиц улыбки – я из-за вас могу остаться без честно заработанных грузовиков с деньгами!!! Да, 7 лет на борьбу с экологами, беспокоящимися о нелегких судьбах нефтяников ХХХ века. Да, 18 лет на строительство. Но зато Америка создала айфон!!!

Так или иначе, но хронология такова: в 1981 США приступили к строительству WIPP, в 1982 Рейган принял решение о вечном хранении ВАО и ОЯТ. В принципе, логично: если нашли место для WIPP, то почему бы не найти место для всего прочего? Что значит «всего прочего»? Дело в том, что соль и WIPP – место для отходов плутония и только для них. Отходы плутония, хоть и являются радиоактивными, но по классификации МАГАТЭ это не ВАО, а САО. А мы уже видели в предыдущей заметке, что продукты деления, содержащиеся в ОЯТ – это именно ВАО. И мнение физиков-атомщиков было учтено: хранение ВАО и ОЯТ в WIPP на сегодня запрещено законодательно. И, чтобы не было недоговоренностей, давайте по честному: отходы плутония – это отходы военной ядерной программы США. Гражданским штафиркам в WIPP не место, это, грубо говоря, объект Пентагона. Да, опять же: если будет интерес к тому, как выглядит и как работает WIPP – с удовольствием расскажу. Вы же знаете – я про то, как умело американцы борются с пожарами, очень люблю рассказывать, клянусь светлой памятью проекта Американская Центрифуга…

Так, вроде потихоньку разбираемся. Причины энтузиазма и уверенности МЭ в 1982 году понятны, зачем понадобилось «дополнение» к WIPP, тоже ясно. Подземный ядерный взрыв «Гном» оставляем за скобками, двигаемся дальше. А, чуть не забыл, что надо окончательно и бесповоротно повергнуть в прах всех любителей хихикать над величием США. Слушайте и трепещите: к моменту приема первого груза отходов плутония выяснилось, что при строительстве WIPP расходы составили всего-то 19 миллиардов долларов США. Шах и мат вам!!! Это отсталая Россия угрохала на первую очередь сухого хранилища в Железногорске аж целых 16 миллиардов полновесных рублей, а продвинутые и технологически фантастические Штаты уложились всего в 19 миллиардов недорогих долларов! Это ватники могут принимать в хранилище ОЯТ, а американцам хватает отходов плутония.

Эх, если меня и после этого не примут в самые платные агенты Госдепа – уж не знаю, что и делать-то. Попробовать про айфон напоминать в каждом абзаце, что ли…

Вскоре после появления закона 1982 года под будущее хранилище было предложено 9 площадок в самых разных углах Америки. Но – где-то экологи, где-то геологи, и вскоре на рассмотрении осталось только три – по одной в штатах Вашингтон, Техас и Невада. Чтобы МЭ не изображало из себя знаменитого буриданова осла, в 1987 году Конгресс рубанул с плеча, определив единственное место – гора Юкка, штат Невада, в 90 км от Лас-Вегаса. МЭ удивилось настолько, что даже … м-м-м… очень сильно удивилось: ведь геологические исследования еще не были закончены! А что, если геологи найдут проблемы?.. А как об этом сказать вслух, если на поиски уже угрохано 4 млрд долларов?.. Но Конгресс сделал все, чтобы не оставить даже тени сомнений. В 1988 году был принят еще один замечательный закон – ведь других законов в самой передовитой стране не бывает! (Алло, Госдеп, вы уже деньги-то грузите?!) По нему с 1998 года ОЯТ всех частных АЭС должны переходить в собственность государства. Красиво, правда? Закон есть закон: не смогло государство принять ОЯТ – государство будет платить. МЭ, оценив сии плоды законотворчества, окончательно и бесповоротно уяснило: проекту Юкка-Маунтин – быть! Кто-то еще будет пытаться обзывать Госдуму «госдурой»? Оцените красоту полета: исследования еще не завершены, а площадка по закону уже единственная. Хранилище еще не спроектировано, а срок окончания строительства уже определен. Проекта еще нет, но нет уже и 4 млрд долларов в бюджете. Любите ли вы США так же, как люблю их я?..

Вот то, что американцы называют «вечное сухое хранилище» ОЯТ Юкка-Маунтин коротко. Для него даже придумали специальный термин – репозиторий, далее я его и буду использовать. Округ Ней, штат Невада, близ Невадского атомного полигона и в 130 км от Лас-Вегаса. Юкка-Маунтин – горный хребет из вулканического материала, в основном из туфа. Репозиторий предполагалось разместить ниже поверхности на 300 метров, на 300 метров выше уровня грунтовых вод. 400 миль тоннелей, 3 портала для ввоза топлива, система вентиляции и так далее. Должно было быть…

Создается впечатление, что научный мир в США живет сам по себе, политический – сам по себе, и случаев, когда они встречаются друг с другом только немногим больше, чем высадок на Землю инопланетян. В 1987 году Конгресс принял очередной мудрый закон: репозитарию – быть, и быть ему только в Юкка-Маунтин. Бумага, конечно, терпит. И строить его надо было начинать уже в 1988, и ОЯТ начинать грузить не позднее 1998. И печатями стукнули, и подписи поставили – все в полном порядке.

А вот ученым некогда было отвлекаться на столь эпохальные события: они продолжали исследовать горный массив. Аккуратно, шаг за шагом, благо с финансированием проблема была решена кардинально: на всю электроэнергию, вырабатываемую американскими АЭС, был введен специальный налог – 1 цент с киловатта, который и шел в «фонд Юкка-Маунтин».

В качестве аперитива выяснилось, что туф Юкка-Маунтин … влажный. Пусть редкие, но имеющие место быть осадки просачиваются в тоннель длиной 120 метров, который вырубили в горе в самом начале работ. Вода просачивалась в тоннель, вода уходила ниже – в грунтовые воды, служившие единственным источником для поселка в 20 км от репозитария. Вода – это коррозия, коррозия – это просачивание радиоактивных нуклидов в воду. Одновременно совсем уж другие «ученые » вынуждены были согласиться с тем, что место, где должен был расположиться репозитарий – территория, принадлежащая окрестным племенам индейцев, которая была выделена им некогда под резервацию. Индейцы оказались вполне сговорчивыми ребятами: 100 миллионов долларов в год – и делайте, что хотите. Закон о единственном и уникальном репозитарии никто отменять не стал – индейцы стали значительно богаче, «фонд Юкка-Маунтин» — чуточку более тощим.

Отменить дожди законом или биллем почему-то не получилось, и МЭ пустилось во все тяжкие. «Укроем тоннели щитами из титана!» Ученые ответили угрюмо: «Титан открыли сто лет назад, а ребята из Конгресса требуют гарантии на 10 000 лет. Кто их даст? Мы – точно нет, поскольку такие эксперименты как-то вот никто не ставил, как будет вести себя титан через 100 веков – мы без понятия. А уж про швы между листами – вообще молчим». МЭ: ладно, пусть будет не титан, есть вот замечательный сплав-22 (56% — никель, 22% — хром, 13% — молибден, 2% кобальта, 4% вольфрама, 3% железа). Ученые: джентльмены, С-22 появился лет 20-30 назад, и все, что мы про него знаем – он не боится коррозии при температурах до 100 градусов. А какую температуру дадут ВАО в бочках, которые вы уже запатентовали – эксперименты были?» Ну, и так далее.

Начало строительства в 1988 было отменено, исследования продолжались под радостные вопли внезапно разбогатевших индейцев. Разбирались с пресловутыми бочками – числовое моделирование показало, что всего через 3-4 тысячи лет их металл просто растворится от воды, радиоактивности и температуры. А туф – не самый плохой замедлитель нейтронов, что создает прекрасную, замечательную перспективу ядерного взрыва всего объема репозитария – а его изначально планировали на 77 000 тонн ОЯТ и ВАО. Хрущев, помнится, показывал «Кузькину мать» — атмосферный ядерный взрыв мощностью в 57 мегатонн. Тогда в Юкка-Маунтин получился бы «Кузькин отец», что ли?..

Как бы назвать происходившее без использования ненормативной лексики? «Удивительные события, вызывающие восхищение и даже восторг». Ученые работали: бурили, замеряли, моделировали. Не бесплатно, обратите внимание. Срок начала строительства аккуратно передвинули на 1998 – десять лет ведь не срок. Индейцы, сменившие орлиные перья на страусиные боа и стразы от Сваровски, радовались, как дети: радиации нет, а деньги – есть. К 1995 было потрачено 6 млрд долларов уже из «фонда Юкка-Маунтин», а начало строительство ближе так и не становилось. Появилась новая, замечательная формулировка: «Планируемый срок начала строительства репозитария – 1998-2003 годы, но не позднее 2010» . Восхитительно! В Госдуме – сплошь дураки, в Конгрессе плюнуть некуда – в умника попадешь. Теперь уже запах добычи почувствовали энергетические компании – владельцы АЭС. По закону 1982 ОЯТ с 1998 должны становиться собственностью государства, а, ежели государство не знает, куда бы это ОЯТ деть – можно выстраиваться в очередь в суды за компенсациями.

Черту под всем этим безумием подвело правительство Барака Обамы – финансирование проекта репозитария Юкка-Маунтин было благополучно прекращено. Потратив всего-то около 12 млрд долларов, США блистательно доказали: они корифеи не только в построении могучего ВВП, но и самая передовитая из всех стран по созданию айфона. 19 миллиардов – на проект WIPP, но он хоть работает. 12 миллиардов – на изучить гору в Неваде, чтобы сделать вывод – очень интересная гора, очень! Гордятся своей страной индейские племена, 20 лет получавшие мзду. Трепещу (или трепетаю – как правильно?..) и я: на строительство двух очередей сухого хранилища ОЯТ в Красноярске-26/Железногорске Россия смогла потратить меньше 2 млрд долларов, да оно еще и работает. Отсталая страна, что еще скажешь. Бесконечно далеки мы от создания качественных ойфонов.

В следующей заметке я попробую рассказать о том, как выкручиваются из ситуации АЭС в США. Они ведь частные, им денег зарабатывать хочется, но ОЯТ у них государство так и не забирает, и даже ответственность за их хранение на себя так и не берет. Мало того: мечты о компенсациях по закону 1982 года, так и остались местами – юристы Конгресса ликвидировали эту угрозу бюджета США. Заодно изучим щекотливые вопросы: а какого ж ангела МЭ США так неохотно выдает лицензии на строительство новых АЭС, зачем зам министра энергетики Америки катается в Железногорск и еще кое-какие нюансы.

И да, я на полном серьезе повторяю вопрос: есть ли интерес к подземному ядерному взрыву «Гном» 1968 года и объекту WIPP, стоит ли рассказывать о них подробнее или пора двигаться дальше по главной теме – закрытый ядерный топливный цикл? Будем торопиться или спешки нет?

Источник

Источник

Ядерный топливный цикл — это вся последовательность повторяющихся производственных процессов, начиная от добычи топлива (включая производство электроэнергии) и заканчивая удалением радиоактивных отходов. В зависимости от вида ядерного топлива и конкретных условий, ядерные топливные циклы могут различаться в деталях, но их общая принципиальная схема сохраняется.

Основным ядерным топливом для современных реакторов является уран. Поэтому все стадии и процессы ядерного топливного цикла определяются физико-химическими свойствами этого элемента.

Для атомной энергетики различают два вида ЯТЦ — открытый (разомкнутый) и закрытый (замкнутый).

Виды ЯТЦ[править | править код]

Открытый (разомкнутый) топливный цикл[править | править код]

В разомкнутом (открытом) ЯТЦ отработанное ядерное топливо считается высокоактивными радиоактивными отходами и вместе с остаточными делящимися изотопами исключается из дальнейшего использования — поступает на хранение или захоронение. Поэтому разомкнутый ЯТЦ характеризуется низкой эффективностью использования природного урана (до 1 %).

Широкое применение открытого типа ЯТЦ обусловлено достаточно невысокими ценами на уран[1].

Преимущества[править | править код]

  1. Отсутствует основной источник загрязнения окружающей среды радионуклидами — радиохимический завод, то есть отсутствует наиболее радиационно опасное производство.
  2. Радиоактивные вещества постоянно находятся в твёрдом состоянии в герметичной упаковке (в ОТВС), не происходит их «размазывание» по огромным площадям в виде растворов, газов при «штатных» и нештатных выбросах и т. д.
  3. Исчезают все проблемы, связанные со строительством и будущим выводом из эксплуатации радиохимического завода: финансовые и материальные затраты на строительство и эксплуатацию завода, в том числе на зарплату, электро-, тепло-, водоснабжение, на огромное количество защитного оборудования и техники, химических реагентов, агрессивных, ядовитых, горючих и взрывоопасных веществ.

Недостатки[править | править код]

  1. Большая стоимость долговременных хранилищ и полигонов для захоронения.
  2. Возникают трудности обеспечения долговременной изоляции ТВС от биосферы (существует реальная опасность освобождения радионуклидов в случае разрушения твэлов при их длительном хранении).
  3. Необходимость постоянной вооруженной охраны захоронений (возможность хищения делящихся нуклидов из захоронений террористами также представляется реальной).
  4. Неэкономичность по сравнению с ЗЯТЦ и неполное использование потенциала ЯТ.

Критика технологии открытого топливного цикла[править | править код]

Согласно докладу «Об экономике российской ядерной электроэнергетики»[2], представленному экологической организацией «Беллона» от 04.03.2011:

Обращение с отработавшим ядерным топливом — это принципиально не решаемая проблема ядерной отрасли… Процесс переработки ограничивается мощностью соответствующего производства на заводе «Маяк» и технологическими особенностями ОЯТ разных видов. На практике перерабатываются лишь ОЯТ с ВВЭР-440, а также транспортных и исследовательских реакторов. По технологическим причинам переработке не подлежит ОЯТ от реакторов РБМК, АМБ, ЭГП-В, уран-циркониевое, уран-бериллиевое топливо транспортных энергетических установок, стендов прототипов, некоторых типов ИР. Таким образом, в настоящее время наибольшая часть ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 не перерабатывается и не вывозится, и находится на хранении в приреакторных бассейнах выдержки, промежуточных хранилищах на АЭС и централизованном хранилище в здании № 1 на Красноярском горно-химическом комбинате, которые близки к заполнению. На начало 2009 года в России было накоплено около 18 тыс. тонн ОЯТ половина из которых находилась в приреакторных хранилищах возле АЭС.

В докладе со ссылкой на отчет Госатомконтроля за 1999 год говорится, что приреакторные хранилища станций на реакторах РБМК заполнены на 80-90 %.

Однако на данный момент ведется внедрение РЕМИКС-топлива для реакторов ВВЭР-1000[3]

Закрытый (замкнутый) топливный цикл[править | править код]

Схема закрытого топливного цикла

В замкнутом ЯТЦ на радиохимических предприятиях осуществляется переработка отработанного ядерного топлива (ОЯТ) с целью возврата в цикл невыгоревшего урана-235, почти всей массы урана-238, а также изотопов энергетического плутония, образовавшихся при работе ядерного реактора. Из ядерного топлива выделяют ценные компоненты, которые используют для изготовления нового ядерного горючего. При этом активность отходов, подлежащих окончательному захоронению, минимизируется.

Замкнутый ЯТЦ второго типа предполагает утилизацию энергетического и оружейного плутония посредством развития производства смешанного уран-плутониевого топлива (МОКС-топлива) из диоксидов урана и плутония (UO2, PuO2) для реакторов на быстрых и тепловых нейтронах. Повышение эффективности использования ядерного топлива и возможность вовлечения в ЯТЦ плутония как ценного энергоносителя являются основными аргументами в пользу замкнутого цикла. В замкнутом топливном цикле ядерное топливо урановых реакторов рассматривается как важнейший элемент сырьевой базы отрасли. Обосновывается это тем, что ОЯТ содержит значительное количество делящихся изотопов, возвращение которых в ЯТЦ после переработки расширит сырьевую базу ядерной энергетики.
После удаления топлива из реактора, топливные стержни проходят обработку на перерабатывающих заводах, где они дробятся и растворяются в кислоте. После специальной химической обработки из отработанного топлива отделяют продукты деления и после остекловывания отправляют на длительное захоронение, а остальное (плутоний и неиспользованный уран) пригодно для дальнейшего использования. 96 % урана, который используется в реакторе, остается в исчерпанном топливе (в реакторе расходуется 3-4% U-235).

Преимущества[править | править код]

  1. Переработка отработанного ядерного топлива может иметь некоторые экономические выгоды при восстановлении неиспользованного урана и плутония, который был произведен в реакторе.
  2. Переработка топлива уменьшает объём высокорадиоактивных и опасных отходов, которые необходимо надлежащим образом хранить, что также имеет определенную экономическую целесообразность.
  3. В отработанном ядерном топливе содержится примерно 1 % плутония. Это очень хорошее ядерное топливо, которое не нуждается ни в каком процессе обогащения, оно может быть смешано с обедненным ураном (так называемое смешанное оксидное топливо или МОКС-топливо) и поставляться в виде свежих топливных сборок для загрузки в реакторы. Его можно использовать для загрузки в будущие реакторы-размножители.
  4. Восстановленный уран может возвращаться на дополнительное обогащение, или поставляться в виде свежего топлива для действующих реакторов.
  5. Закрытый топливный цикл является эффективной системой максимального использования урана без его дополнительной добычи на рудниках (в энергетических единицах экономия составляет примерно 30 %) и именно поэтому промышленность сразу одобрила такой подход.

Недостатки[править | править код]

  1. Возможно загрязнение окружающей среды радионуклидами.
  2. Требует гораздо больших финансовых затрат, в отличие от открытого ЯТЦ.

Этапы ЯТЦ[править | править код]

Добыча руды[править | править код]

Начальная стадия топливного цикла — горнодобывающее производство, то есть урановый рудник, где добывается урановая руда.
Среднее содержание урана в земной коре довольно велико и расценивается как 75*10−6. Урана примерно в 1000 раз больше, чем золота и в 30 раз больше чем серебра. Урановые руды отличаются исключительным разнообразием состава. В большинстве случаев уран в рудах представлен не одним, а несколькими минеральными образованиями. Известно около 200 урановых и урансодержащих минералов. Наибольшее практическое значение имеют уранинит, урановые черни и др.

Добыча урановой руды, также как и других полезных ископаемых, осуществляется в основном либо шахтным, либо карьерным способом в зависимости от глубины залегания пластов. В последние годы стали применяться методы подземного выщелачивания, позволяющие исключить выемку руды на поверхность и проводить извлечение урана из руд прямо на месте их залегания.

Переработка руды[править | править код]

Извлеченная из земли урановая руда содержит рудные минералы и пустую породу. Дальнейшая задача состоит в том, чтобы руду переработать — отделить полезные минералы от пустой породы и получить химические концентраты урана. Обязательные стадии при получении урановых химических концентратов — дробление и измельчение исходной руды, выщелачивание (перевод урана из руды в раствор). Очень часто перед выщелачиванием руду обогащают — различными физическими методами увеличивают содержание урана.

Аффинаж[править | править код]

На всех этапах переработки урановых руд происходит определенная очистка урана от сопутствующих ему примесей. Однако полной очистки достичь не удается. Некоторые концентраты содержат всего 60 — 80 %, другие 95 — 96 % оксида урана, а остальное — различные примеси. Такой уран не пригоден в качестве ядерного топлива. Следующая обязательная стадия ядерного топливного цикла — аффинаж, в котором завершается очистка соединений урана от примесей и особенно от элементов, обладающих большим сечением захвата нейтронов (гафний, бор, кадмий и т. д.).

Обогащение урана[править | править код]

Достоверность этого раздела статьи поставлена под сомнение.

Необходимо проверить точность фактов, изложенных в этом разделе.
На странице обсуждения могут быть пояснения.

Современная ядерная энергетика с реакторами на тепловых нейтронах базируются на слабообогащенном (2 — 5 %) урановом топливе.[источник не указан 2171 день] В реакторе на быстрых нейтронах используется уран с ещё большим содержанием урана-235 (до 93 %).[источник не указан 2171 день] Следовательно, прежде чем изготавливать топливо природный уран, содержащий только 0,72 % урана-235, необходимо обогатить — разделить изотопы урана-235 и урана-238. Химические реакции слишком малочувствительны к атомной массе реагирующих элементов. Поэтому они не могут быть использованы для обогащения урана; необходимы физические методы разделения изотопов.

Изготовление топлива[править | править код]

Обогащённый уран служит исходным сырьём для изготовления топлива ядерных реакторов. Ядерное топливо применяется в реакторах в виде металлов, сплавов, оксидов, карбидов, нитридов и других топливных композиций, которым придается определенная конструкционная форма. Конструкционной основой ядерного топлива в реакторе является тепловыделяющий элемент — твэл, состоящий из топлива и покрытия. Все твэлы конструкционно объединяют в тепловыделяющую сборку (ТВС).

Предприятия, производящие реакторное топливо, представляют собой промышленные комплексы, технологический цикл которых включает следующие этапы: получение порошка диоксида урана из гексафторида урана, изготовление спеченных таблеток, подготовку трубчатых оболочек твэлов и концевых деталей, упаковку топливных таблеток в оболочки, установку концевых деталей, герметизацию (сваркой), подготовку и комплектованию деталей для ТВС, упаковку топливных таблеток в оболочки, изготовление ТВС, разборку забракованных твэлов, ТВС и переработку отходов. Товарный продукт на данной стадии топливного цикла является ядерное топливо в виде, пригодном для непосредственного использования в реакторе[4].

Переработка отработанного ядерного топлива[править | править код]

Необходимость переработки исчерпанного ядерного топлива обусловлена:

  • возможностью регенерирования неиспользованного урана и плутония в отработанных тепловыделяющих элементах;
  • возможностью уменьшения количества высокоуровневых радиоактивных отходов.

Обычно отработанное топливо содержит до 1 % U-235 и несколько меньшее количество плутония, поэтому переработка экономит ресурсы, предотвращая нерациональный расход ценных материалов. Переработка позволяет повторять ядерный цикл в свежих тепловыделяющих элементах, сохраняя, таким образом, приблизительно до 30 % естественного урана. Это смешанное оксидное топливо — важный ресурс (смешанное — потому что окись урана смешивается с продуктом переработки отработанного ядерного топлива).

Выделяемые при переработке высокоуровневые отходы, преобразуются в компактные, устойчивые, неразрушимые твердые капсулы, которые удобнее хранить, чем объемистые отработанные тепловыделяющие элементы.

На сегодняшний день более 75 000 тонн отработанного ядерного топлива от гражданских энергетических реакторов уже подвергнуто повторной обработке, а ежегодный объём переработки составляет около 5 000 тонн.

Отработанные топливные сборки, удаленные из реактора, очень радиоактивны и выделяют тепло. Поэтому их помещают в большие резервуары, наполненные водой («бассейны выдержки»), которая охлаждает их, а трёхметровый слой воды поглощает опасное излучение. В таком состоянии они остаются (непосредственно в реакторном отделении или на перерабатывающем заводе) в течение нескольких лет, пока уровень радиоактивности значительно уменьшится. Для большинства видов ядерного топлива его переработка начинается, приблизительно, через пять лет после выгрузки из реактора.

Обычный легко-водный реактор мощностью 1000 МВт производит ежегодно, приблизительно, до 25 тонн исчерпанного топлива. После предварительного охлаждения оно может транспортироваться в специальных защитных контейнерах, которые вмещают лишь несколько (пять — шесть) тонн отработанного топлива, но сами весят до 100 тонн (за счет защиты). Транспортировка отработанного топлива и других высокоуровневых отходов жестко регламентируется специальными правилами, обеспечивающими максимальную безопасность для людей и окружающей среды.

Переработка отработанного оксидного топлива начинается с растворения тепловыделяющих элементов в азотной кислоте. После этого производят химическое разделение урана и плутония. Pu и U могут быть возвращены к началу топливного цикла (уран — на завод для дообогащения, а плутоний — непосредственно на предприятия по изготовлению топлива). Остающаяся жидкость после удаления Pu и U представляет собой высокоуровневые отходы, содержащие примерно 3 % исчерпанного топлива. Радиоактивность этих отходов высока, и они продолжают выделять много тепла[5].

В ОЯТ содержится около 1 % изотопов плутония[6]
, на основе которого в смеси с обеднённым ураном изготавливается MOX-топливо.[7]

Считается, что подобные схемы переработки ядерного топлива не получили распространения, ввиду относительно низких цен на уран[6].

Примечания[править | править код]

  1. В.С. Малышевский. Методические указания к курсу “Ядерная физика и элементарные частицы” для студентов физического факультета. Часть 2. Ядерный топливный цикл // РГУ (Ростов-на-Дону). — 2003. — № от 2004-04-05. — С. 28 с..
  2. Bellona. «Об экономике российской ядерной электроэнергетики». — 1-e. — 2011. — С. 25—26.
  3. А. В. Очкин. Проблемы переработки отработавшего топлива современных энергетических реакторов // Теоретические основы химической технологии. — 2014. — Т. 48, вып. 1. — С. 37–42. — ISSN 0040-3571. — doi:10.7868/s0040357114010084.
  4. Т.Х. Маргулова. Атомная энергетика сегодня и завтра. // М:. — 1989. — С. 168 с.. Архивировано 29 августа 2014 года.
  5. В.М.Красинский. Переработка и утилизация отработанного топлива атомных АЭС // Минск. — Мельбурн: «Uranium Information Centre Ltd», 2012.
  6. 1 2
    Ian Hore Lacy. Nuclear electricity. — 6-е. — Мельбурн: «Uranium Information Centre Ltd», 2000. — ISBN 0-9593829-8-4.
  7. К.Орлов,В.Червинский(СХК). О МОКС-топливе не понаслышке и без предубеждений // газета «Красное знамя»(Томск). — 2004. — № от 2004-04-04. Архивировано 21 июля 2014 года.

См. также[править | править код]

  • Радиоактивные отходы
  • Ядерное топливо
  • Ядерный реактор
  • Атомная электростанция
  • MOX-топливо

ядерно-топливный

ядерно-топливный

ядерно-топливный

Слитно или раздельно? Орфографический словарь-справочник. — М.: Русский язык.
.
1998.

Смотреть что такое “ядерно-топливный” в других словарях:

  • ЯТЦ — ядерный топливный цикл ядерно топливный цикл энерг. Словарь: С. Фадеев. Словарь сокращений современного русского языка. С. Пб.: Политехника, 1997. 527 с. Пример использования предприятия ЯТЦ …   Словарь сокращений и аббревиатур

  • Буран, Виктор Борисович — Член корреспондент РАЕН, начальник отдела открытого акционерного общества “ТВЭЛ” с 1997 г.; родился 7 июня 1938 г. в г. Улан Удэ; окончил Томский государственный университет в 1960 г., кандидат экономических наук, профессор; 1960 1973… …   Большая биографическая энциклопедия

  • Коновалов, Виталий Федорович — Бывший президент ОАО Концерн “ТВЭЛ” (до сентября 2001 г.); родился в 1932 г.; окончил Уральский политехнический институт; был первым заместителем министра по атомной энергии РФ; сфера профессиональных интересов: ядерно топливный цикл;… …   Большая биографическая энциклопедия

  • 1: — Терминология 1: : dw Номер дня недели. «1» соответствует понедельнику Определения термина из разных документов: dw DUT Разность между московским и всемирным координированным временем, выраженная целым количеством часов Определения термина из… …   Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

  • СИСТЕМЫ — 54. СИСТЕМЫ совокупность элементов, предназначенных для выполнения заданных функций. Источник: ПНАЭ Г 05 035 94: Учет внешних воздействий природного и техногенного происхождения на ядерно и радиационно опасн …   Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

  • ЯДЕРНОЕ ГОРЮЧЕЕ — делящиеся нуклиды, используемые в ядерных реакторах для осуществления ядерной цепной реакции деления. К Я. г. относятся такие нуклиды, к рые при взаимодействии с нейтронами делятся с испусканием не менее двух нейтронов и, кроме того, обладают… …   Физическая энциклопедия

  • Научно-исследовательский институт атомных реакторов — Координаты: 54°11′20″ с. ш. 49°28′33″ в. д. / 54.188889° с. ш …   Википедия

  • ВВЭР-1000 — Монтаж корпуса реактора ВВЭР 1000 на Балаковской АЭС Тип реактора водо водяной …   Википедия

  • ГТ-МГР — (Газовая турбина  модульный гелиевый реактор)  международный проект по созданию АЭС, отвечающей требованиям XXI века по безопасности. Английское название «Gas Turbine  Modular Helium Reactor (GT MHR)» Содержание 1 Цели проекта ГТ… …   Википедия

  • Харьковский физико-технический институт — У этого термина существуют и другие значения, см. Физико технический институт. ННЦ «Харьковский физико технический институт» (ННЦ ХФТИ) …   Википедия

Я́ДЕРНЫЙ, –ая, –ое. 1. Прил. к ядро (в 1, 2, 5 и 6 знач.). Ядерная оболочка.

Все значения слова «ядерный»

ТО́ПЛИВНЫЙ, –ая, –ое. Прил. к топливо; используемый как топливо. Топливные ресурсы страны. Топливный газ.

Все значения слова «топливный»

ЦИКЛ, -а, м. 1. Совокупность каких-л. явлений, процессов, работ, составляющих законченный круг действия, развития чего-л. Одногодичный цикл развития листьев. Цикл двигателя внутреннего сгорания. Цикл переменного тока. Рабочий цикл станка.

Все значения слова «цикл»

  • Ядерный топливный цикл, включающий все стадии производства ядерного топлива, его переработки после использования, хранения и захоронения высокорадиоактивных отходов, наиболее опасен для здоровья людей гл. обр. на стадии добычи и обогащения рудного сырья, а также вследствие возможных аварий.

  • За последние несколько лет мировой рынок товаров и услуг ядерного топливного цикла претерпел ряд существенных изменений.

  • Можно предположить, что на очередном этапе эволюционного развития отечественной атомной отрасли изменится структура собственности на отдельные элементы ядерного топливного цикла.

  • (все предложения)
  • ядерное топливо
  • ядерное горючее
  • отработанное ядерное топливо
  • ядерная техника
  • переработка отработавшего ядерного топлива
  • (ещё синонимы…)
  • взрыв
  • изотоп
  • атомы
  • ядро
  • бомба
  • (ещё ассоциации…)
  • топливо
  • (ещё ассоциации…)
  • период
  • время
  • круг
  • месяц
  • год
  • (ещё ассоциации…)
  • ядерное оружие
  • создание ядерного оружия
  • нести ядерные боеголовки
  • (полная таблица сочетаемости…)
  • топливные баки
  • топливный насос
  • топливный насос высокого давления
  • топливные баки самолёта
  • (полная таблица сочетаемости…)
  • жизненный цикл
  • цикл развития
  • начало нового цикла
  • цикл повторяется
  • завершить цикл
  • (полная таблица сочетаемости…)
  • Разбор по составу слова «ядерный»
  • Разбор по составу слова «топливный»
  • Разбор по составу слова «цикл»
  • Как правильно пишется слово «ядерный»
  • Как правильно пишется слово «топливный»
  • Как правильно пишется слово «цикл»

The nuclear fuel cycles describes how nuclear fuel is extracted, processed, used, and disposed of

The nuclear fuel cycle, also called nuclear fuel chain, is the progression of nuclear fuel through a series of differing stages. It consists of steps in the front end, which are the preparation of the fuel, steps in the service period in which the fuel is used during reactor operation, and steps in the back end, which are necessary to safely manage, contain, and either reprocess or dispose of spent nuclear fuel. If spent fuel is not reprocessed, the fuel cycle is referred to as an open fuel cycle (or a once-through fuel cycle); if the spent fuel is reprocessed, it is referred to as a closed fuel cycle.

Basic concepts[edit]

The lifecycle of fuel in the present US system. If put in one place the total inventory of spent nuclear fuel generated by the commercial fleet of power stations in the United States, would stand 7.6 metres (25 ft) tall and be 91 metres (300 ft) on a side, approximately the footprint of one American football field.[1][2]

Nuclear power relies on fissionable material that can sustain a chain reaction with neutrons. Examples of such materials include uranium and plutonium. Most nuclear reactors use a moderator to lower the kinetic energy of the neutrons and increase the probability that fission will occur. This allows reactors to use material with far lower concentration of fissile isotopes than are needed for nuclear weapons. Graphite and heavy water are the most effective moderators, because they slow the neutrons through collisions without absorbing them. Reactors using heavy water or graphite as the moderator can operate using natural uranium.

A light water reactor (LWR) uses water in the form that occurs in nature, and requires fuel enriched to higher concentrations of fissile isotopes. Typically, LWRs use uranium enriched to 3–5% U-235, the only fissile isotope that is found in significant quantity in nature. One alternative to this low-enriched uranium (LEU) fuel is mixed oxide (MOX) fuel produced by blending plutonium with natural or depleted uranium, and these fuels provide an avenue to utilize surplus weapons-grade plutonium. Another type of MOX fuel involves mixing LEU with thorium, which generates the fissile isotope U-233. Both plutonium and U-233 are produced from the absorption of neutrons by irradiating fertile materials in a reactor, in particular the common uranium isotope U-238 and thorium, respectively, and can be separated from spent uranium and thorium fuels in reprocessing plants.

Some reactors do not use moderators to slow the neutrons. Like nuclear weapons, which also use unmoderated or “fast” neutrons, these fast-neutron reactors require much higher concentrations of fissile isotopes in order to sustain a chain reaction. They are also capable of breeding fissile isotopes from fertile materials; a breeder reactor is one that generates more fissile material in this way than it consumes.

During the nuclear reaction inside a reactor, the fissile isotopes in nuclear fuel are consumed, producing more and more fission products, most of which are considered radioactive waste. The buildup of fission products and consumption of fissile isotopes eventually stop the nuclear reaction, causing the fuel to become a spent nuclear fuel. When 3% enriched LEU fuel is used, the spent fuel typically consists of roughly 1% U-235, 95% U-238, 1% plutonium and 3% fission products. Spent fuel and other high-level radioactive waste is extremely hazardous, although nuclear reactors produce orders of magnitude smaller volumes of waste compared to other power plants because of the high energy density of nuclear fuel. Safe management of these byproducts of nuclear power, including their storage and disposal, is a difficult problem for any country using nuclear power[citation needed].

Front end[edit]

  • 1 Uranium ore – the principal raw material of nuclear fuel

    1 Uranium ore – the principal raw material of nuclear fuel

  • 2 Yellowcake – the form in which uranium is transported to a conversion plant

    2 Yellowcake – the form in which uranium is transported to a conversion plant

  • 3 UF6 – used in enrichment

    3 UF6 – used in enrichment

Exploration[edit]

A deposit of uranium, such as uraninite, discovered by geophysical techniques, is evaluated and sampled to determine the amounts of uranium materials that are extractable at specified costs from the deposit. Uranium reserves are the amounts of ore that are estimated to be recoverable at stated costs.

Naturally occurring uranium consists primarily of two isotopes U-238 and U-235, with 99.28% of the metal being U-238 while 0.71% is U-235, and the remaining 0.01% is mostly U-234. The number in such names refers to the isotope’s atomic mass number, which is the number of protons plus the number of neutrons in the atomic nucleus.

The atomic nucleus of U-235 will nearly always fission when struck by a free neutron, and the isotope is therefore said to be a “fissile” isotope. The nucleus of a U-238 atom on the other hand, rather than undergoing fission when struck by a free neutron, will nearly always absorb the neutron and yield an atom of the isotope U-239. This isotope then undergoes natural radioactive decay to yield Pu-239, which, like U-235, is a fissile isotope. The atoms of U-238 are said to be fertile, because, through neutron irradiation in the core, some eventually yield atoms of fissile Pu-239.

Mining[edit]

Uranium ore can be extracted through conventional mining in open pit and underground methods similar to those used for mining other metals. In-situ leach mining methods also are used to mine uranium in the United States. In this technology, uranium is leached from the in-place ore through an array of regularly spaced wells and is then recovered from the leach solution at a surface plant. Uranium ores in the United States typically range from about 0.05 to 0.3% uranium oxide (U3O8). Some uranium deposits developed in other countries are of higher grade and are also larger than deposits mined in the United States. Uranium is also present in very low-grade amounts (50 to 200 parts per million) in some domestic phosphate-bearing deposits of marine origin. Because very large quantities of phosphate-bearing rock are mined for the production of wet-process phosphoric acid used in high analysis fertilizers and other phosphate chemicals, at some phosphate processing plants the uranium, although present in very low concentrations, can be economically recovered from the process stream.

Milling[edit]

Mined uranium ores normally are processed by grinding the ore materials to a uniform particle size and then treating the ore to extract the uranium by chemical leaching. The milling process commonly yields dry powder-form material consisting of natural uranium, “yellowcake”, which is sold on the uranium market as U3O8. Note that the material isn’t always yellow.

Uranium conversion[edit]

Usually milled uranium oxide, U3O8 (triuranium octoxide) is then processed into either of two substances depending on the intended use.

For use in most reactors, U3O8 is usually converted to uranium hexafluoride (UF6), the input stock for most commercial uranium enrichment facilities. A solid at room temperature, uranium hexafluoride becomes gaseous at 57 °C (134 °F). At this stage of the cycle, the uranium hexafluoride conversion product still has the natural isotopic mix (99.28% of U-238 plus 0.71% of U-235).

For use in reactors such as CANDU which do not require enriched fuel, the U3O8 may instead be converted to uranium dioxide (UO2) which can be included in ceramic fuel elements.

In the current nuclear industry, the volume of material converted directly to UO2 is typically quite small compared to that converted to UF6.

Enrichment[edit]

Nuclear fuel cycle begins when uranium is mined, enriched and manufactured to nuclear fuel (1) which is delivered to a nuclear power plant. After usage in the power plant the spent fuel is delivered to a reprocessing plant (if fuel is recycled) (2) or to a final repository (if no recycling is done) (3) for geological disposition. In reprocessing 95% of spent fuel can be recycled to be returned to usage in a nuclear power plant (4).

The natural concentration (0.71%) of the fissile isotope U-235 is less than that required to sustain a nuclear chain reaction in light water reactor cores. Accordingly, UF6 produced from natural uranium sources must be enriched to a higher concentration of the fissionable isotope before being used as nuclear fuel in such reactors. The level of enrichment for a particular nuclear fuel order is specified by the customer according to the application they will use it for: light-water reactor fuel normally is enriched to 3.5% U-235, but uranium enriched to lower concentrations is also required. Enrichment is accomplished using any of several methods of isotope separation. Gaseous diffusion and gas centrifuge are the commonly used uranium enrichment methods, but new enrichment technologies are currently being developed.

The bulk (96%) of the byproduct from enrichment is depleted uranium (DU), which can be used for armor, kinetic energy penetrators, radiation shielding and ballast. As of 2008 there are vast quantities of depleted uranium in storage. The United States Department of Energy alone has 470,000 tonnes.[3] About 95% of depleted uranium is stored as uranium hexafluoride (UF6).

Fabrication[edit]

For use as nuclear fuel, enriched uranium hexafluoride is converted into uranium dioxide (UO2) powder that is then processed into pellet form. The pellets are then fired in a high temperature sintering furnace to create hard, ceramic pellets of enriched uranium. The cylindrical pellets then undergo a grinding process to achieve a uniform pellet size. The pellets are stacked, according to each nuclear reactor core’s design specifications, into tubes of corrosion-resistant metal alloy. The tubes are sealed to contain the fuel pellets: these tubes are called fuel rods. The finished fuel rods are grouped in special fuel assemblies that are then used to build up the nuclear fuel core of a power reactor.

The alloy used for the tubes depends on the design of the reactor. Stainless steel was used in the past, but most reactors now use a zirconium alloy. For the most common types of reactors, boiling water reactors (BWR) and pressurized water reactors (PWR), the tubes are assembled into bundles[4] with the tubes spaced precise distances apart. These bundles are then given a unique identification number, which enables them to be tracked from manufacture through use and into disposal.

Service period[edit]

Transport of radioactive materials[edit]

Transport is an integral part of the nuclear fuel cycle. There are nuclear power reactors in operation in several countries but uranium mining is viable in only a few areas. Also, in the course of over forty years of operation by the nuclear industry, a number of specialized facilities have been developed in various locations around the world to provide fuel cycle services and there is a need to transport nuclear materials to and from these facilities.[5] Most transports of nuclear fuel material occur between different stages of the cycle, but occasionally a material may be transported between similar facilities. With some exceptions, nuclear fuel cycle materials are transported in solid form, the exception being uranium hexafluoride (UF6) which is considered a gas. Most of the material used in nuclear fuel is transported several times during the cycle. Transports are frequently international, and are often over large distances. Nuclear materials are generally transported by specialized transport companies.

Since nuclear materials are radioactive, it is important to ensure that radiation exposure of those involved in the transport of such materials and of the general public along transport routes is limited. Packaging for nuclear materials includes, where appropriate, shielding to reduce potential radiation exposures. In the case of some materials, such as fresh uranium fuel assemblies, the radiation levels are negligible and no shielding is required. Other materials, such as spent fuel and high-level waste, are highly radioactive and require special handling. To limit the risk in transporting highly radioactive materials, containers known as spent nuclear fuel shipping casks are used which are designed to maintain integrity under normal transportation conditions and during hypothetical accident conditions.

In-core fuel management[edit]

A nuclear reactor core is composed of a few hundred “assemblies”, arranged in a regular array of cells, each cell being formed by a fuel or control rod surrounded, in most designs, by a moderator and coolant, which is water in most reactors.

Because of the fission process that consumes the fuels, the old fuel rods must be replaced periodically with fresh ones (this is called a (replacement) cycle). During a given replacement cycle only some of the assemblies (typically one-third) are replaced since fuel depletion occurs at different rates at different places within the reactor core. Furthermore, for efficiency reasons, it is not a good policy to put the new assemblies exactly at the location of the removed ones. Even bundles of the same age will have different burn-up levels due to their previous positions in the core. Thus the available bundles must be arranged in such a way that the yield is maximized, while safety limitations and operational constraints are satisfied. Consequently, reactor operators are faced with the so-called optimal fuel reloading problem, which consists of optimizing the rearrangement of all the assemblies, the old and fresh ones, while still maximizing the reactivity of the reactor core so as to maximise fuel burn-up and minimise fuel-cycle costs.

This is a discrete optimization problem, and computationally infeasible by current combinatorial methods, due to the huge number of permutations and the complexity of each computation. Many numerical methods have been proposed for solving it and many commercial software packages have been written to support fuel management. This is an ongoing issue in reactor operations as no definitive solution to this problem has been found. Operators use a combination of computational and empirical techniques to manage this problem.

The study of used fuel[edit]

Used nuclear fuel is studied in Post irradiation examination, where used fuel is examined to know more about the processes that occur in fuel during use, and how these might alter the outcome of an accident. For example, during normal use, the fuel expands due to thermal expansion, which can cause cracking. Most nuclear fuel is uranium dioxide, which is a cubic solid with a structure similar to that of calcium fluoride. In used fuel the solid state structure of most of the solid remains the same as that of pure cubic uranium dioxide. SIMFUEL is the name given to the simulated spent fuel which is made by mixing finely ground metal oxides, grinding as a slurry, spray drying it before heating in hydrogen/argon to 1700 °C.[6] In SIMFUEL, 4.1% of the volume of the solid was in the form of metal nanoparticles which are made of molybdenum, ruthenium, rhodium and palladium. Most of these metal particles are of the ε phase (hexagonal) of Mo-Ru-Rh-Pd alloy, while smaller amounts of the α (cubic) and σ (tetragonal) phases of these metals were found in the SIMFUEL. Also present within the SIMFUEL was a cubic perovskite phase which is a barium strontium zirconate (BaxSr1−xZrO3).

The solid state structure of uranium dioxide, the oxygen atoms are in green and the uranium atoms in red

Uranium dioxide is very insoluble in water, but after oxidation it can be converted to uranium trioxide or another uranium(VI) compound which is much more soluble. Uranium dioxide (UO2) can be oxidised to an oxygen rich hyperstoichiometric oxide (UO2+x) which can be further oxidised to U4O9, U3O7, U3O8 and UO3.2H2O.

Because used fuel contains alpha emitters (plutonium and the minor actinides), the effect of adding an alpha emitter (238Pu) to uranium dioxide on the leaching rate of the oxide has been investigated. For the crushed oxide, adding 238Pu tended to increase the rate of leaching, but the difference in the leaching rate between 0.1 and 10% 238Pu was very small.[7]

The concentration of carbonate in the water which is in contact with the used fuel has a considerable effect on the rate of corrosion, because uranium(VI) forms soluble anionic carbonate complexes such as [UO2(CO3)2]2− and [UO2(CO3)3]4−. When carbonate ions are absent, and the water is not strongly acidic, the hexavalent uranium compounds which form on oxidation of uranium dioxide often form insoluble hydrated uranium trioxide phases.[8]

Thin films of uranium dioxide can be deposited upon gold surfaces by ‘sputtering’ using uranium metal and an argon/oxygen gas mixture. These gold surfaces modified with uranium dioxide have been used for both cyclic voltammetry and AC impedance experiments, and these offer an insight into the likely leaching behaviour of uranium dioxide.[9]

Fuel cladding interactions[edit]

The study of the nuclear fuel cycle includes the study of the behaviour of nuclear materials both under normal conditions and under accident conditions. For example, there has been much work on how uranium dioxide based fuel interacts with the zirconium alloy tubing used to cover it. During use, the fuel swells due to thermal expansion and then starts to react with the surface of the zirconium alloy, forming a new layer which contains both fuel and zirconium (from the cladding). Then, on the fuel side of this mixed layer, there is a layer of fuel which has a higher caesium to uranium ratio than most of the fuel. This is because xenon isotopes are formed as fission products that diffuse out of the lattice of the fuel into voids such as the narrow gap between the fuel and the cladding. After diffusing into these voids, it decays to caesium isotopes. Because of the thermal gradient which exists in the fuel during use, the volatile fission products tend to be driven from the centre of the pellet to the rim area.[10] Below is a graph of the temperature of uranium metal, uranium nitride and uranium dioxide as a function of distance from the centre of a 20 mm diameter pellet with a rim temperature of 200 °C. The uranium dioxide (because of its poor thermal conductivity) will overheat at the centre of the pellet, while the other more thermally conductive forms of uranium remain below their melting points.

Temperature profile for a 20 mm diameter fuel pellet with a power density of 1 kW per cubic meter. The fuels other than uranium dioxide are not compromised.

Normal and abnormal conditions[edit]

The nuclear chemistry associated with the nuclear fuel cycle can be divided into two main areas; one area is concerned with operation under the intended conditions while the other area is concerned with maloperation conditions where some alteration from the normal operating conditions has occurred or (more rarely) an accident is occurring.

The releases of radioactivity from normal operations are the small planned releases from uranium ore processing, enrichment, power reactors, reprocessing plants and waste stores. These can be in different chemical/physical form from releases which could occur under accident conditions. In addition the isotope signature of a hypothetical accident may be very different from that of a planned normal operational discharge of radioactivity to the environment.

Just because a radioisotope is released it does not mean it will enter a human and then cause harm. For instance, the migration of radioactivity can be altered by the binding of the radioisotope to the surfaces of soil particles. For example, caesium (Cs) binds tightly to clay minerals such as illite and montmorillonite, hence it remains in the upper layers of soil where it can be accessed by plants with shallow roots (such as grass). Hence grass and mushrooms can carry a considerable amount of 137Cs which can be transferred to humans through the food chain. But 137Cs is not able to migrate quickly through most soils and thus is unlikely to contaminate well water. Colloids of soil minerals can migrate through soil so simple binding of a metal to the surfaces of soil particles does not completely fix the metal.

According to Jiří Hála’s text book, the distribution coefficient Kd is the ratio of the soil’s radioactivity (Bq g−1) to that of the soil water (Bq ml−1). If the radioisotope is tightly bound to the minerals in the soil, then less radioactivity can be absorbed by crops and grass growing on the soil.

  • Cs-137 Kd = 1000
  • Pu-239 Kd = 10000 to 100000
  • Sr-90 Kd = 80 to 150
  • I-131 Kd = 0.007 to 50

In dairy farming, one of the best countermeasures against 137Cs is to mix up the soil by deeply ploughing the soil. This has the effect of putting the 137Cs out of reach of the shallow roots of the grass, hence the level of radioactivity in the grass will be lowered. Also after a nuclear war or serious accident, the removal of top few cm of soil and its burial in a shallow trench will reduce the long-term gamma dose to humans due to 137Cs, as the gamma photons will be attenuated by their passage through the soil.

Even after the radioactive element arrives at the roots of the plant, the metal may be rejected by the biochemistry of the plant. The details of the uptake of 90Sr and 137Cs into sunflowers grown under hydroponic conditions has been reported.[11] The caesium was found in the leaf veins, in the stem and in the apical leaves. It was found that 12% of the caesium entered the plant, and 20% of the strontium. This paper also reports details of the effect of potassium, ammonium and calcium ions on the uptake of the radioisotopes.

In livestock farming, an important countermeasure against 137Cs is to feed animals a small amount of Prussian blue. This iron potassium cyanide compound acts as an ion-exchanger. The cyanide is so tightly bonded to the iron that it is safe for a human to eat several grams of Prussian blue per day. The Prussian blue reduces the biological half-life (different from the nuclear half-life) of the caesium. The physical or nuclear half-life of 137Cs is about 30 years. This is a constant which can not be changed but the biological half-life is not a constant. It will change according to the nature and habits of the organism for which it is expressed. Caesium in humans normally has a biological half-life of between one and four months. An added advantage of the Prussian blue is that the caesium which is stripped from the animal in the droppings is in a form which is not available to plants. Hence it prevents the caesium from being recycled. The form of Prussian blue required for the treatment of humans or animals is a special grade. Attempts to use the pigment grade used in paints have not been successful. Note that a good[according to whom?] source of data on the subject of caesium in Chernobyl fallout exists at [1] (Ukrainian Research Institute for Agricultural Radiology).

Release of radioactivity from fuel during normal use and accidents[edit]

The IAEA assume that under normal operation the coolant of a water-cooled reactor will contain some radioactivity[12] but during a reactor accident the coolant radioactivity level may rise. The IAEA states that under a series of different conditions different amounts of the core inventory can be released from the fuel, the four conditions the IAEA consider are normal operation, a spike in coolant activity due to a sudden shutdown/loss of pressure (core remains covered with water), a cladding failure resulting in the release of the activity in the fuel/cladding gap (this could be due to the fuel being uncovered by the loss of water for 15–30 minutes where the cladding reached a temperature of 650–1250 °C) or a melting of the core (the fuel will have to be uncovered for at least 30 minutes, and the cladding would reach a temperature in excess of 1650 °C).[13]

Based upon the assumption that a Pressurized water reactor contains 300 tons of water, and that the activity of the fuel of a 1 GWe reactor is as the IAEA predicts,[14] then the coolant activity after an accident such as the Three Mile Island accident (where a core is uncovered and then recovered with water) can be predicted.[citation needed]

Releases from reprocessing under normal conditions[edit]

It is normal to allow used fuel to stand after the irradiation to allow the short-lived and radiotoxic iodine isotopes to decay away. In one experiment in the US, fresh fuel which had not been allowed to decay was reprocessed (the Green run [2] [3]) to investigate the effects of a large iodine release from the reprocessing of short cooled fuel. It is normal in reprocessing plants to scrub the off gases from the dissolver to prevent the emission of iodine. In addition to the emission of iodine the noble gases and tritium are released from the fuel when it is dissolved. It has been proposed that by voloxidation (heating the fuel in a furnace under oxidizing conditions) the majority of the tritium can be recovered from the fuel.[4]

A paper was written on the radioactivity in oysters found in the Irish Sea.[15] These were found by gamma spectroscopy to contain 141Ce, 144Ce, 103Ru, 106Ru, 137Cs, 95Zr and 95Nb. Additionally, a zinc activation product (65Zn) was found, which is thought to be due to the corrosion of magnox fuel cladding in spent fuel pools. It is likely that the modern releases of all these isotopes from the Windscale event is smaller.

On-load reactors[edit]

Some reactor designs, such as RBMKs or CANDU reactors, can be refueled without being shut down. This is achieved through the use of many small pressure tubes to contain the fuel and coolant, as opposed to one large pressure vessel as in pressurized water reactor (PWR) or boiling water reactor (BWR) designs. Each tube can be individually isolated and refueled by an operator-controlled fueling machine, typically at a rate of up to 8 channels per day out of roughly 400 in CANDU reactors. On-load refueling allows for the optimal fuel reloading problem to be dealt with continuously, leading to more efficient use of fuel. This increase in efficiency is partially offset by the added complexity of having hundreds of pressure tubes and the fueling machines to service them.

Interim storage[edit]

After its operating cycle, the reactor is shut down for refueling. The fuel discharged at that time (spent fuel) is stored either at the reactor site (commonly in a spent fuel pool) or potentially in a common facility away from reactor sites. If on-site pool storage capacity is exceeded, it may be desirable to store the now cooled aged fuel in modular dry storage facilities known as Independent Spent Fuel Storage Installations (ISFSI) at the reactor site or at a facility away from the site. The spent fuel rods are usually stored in water or boric acid, which provides both cooling (the spent fuel continues to generate decay heat as a result of residual radioactive decay) and shielding to protect the environment from residual ionizing radiation, although after at least a year of cooling they may be moved to dry cask storage.

Transportation[edit]

Reprocessing[edit]

Spent fuel discharged from reactors contains appreciable quantities of fissile (U-235 and Pu-239), fertile (U-238), and other radioactive materials, including reaction poisons, which is why the fuel had to be removed. These fissile and fertile materials can be chemically separated and recovered from the spent fuel. The recovered uranium and plutonium can, if economic and institutional conditions permit, be recycled for use as nuclear fuel. This is currently not done for civilian spent nuclear fuel in the United States, however it is done in Russia. Russia aims to maximise recycling of fissile materials from used fuel. Hence reprocessing used fuel is a basic practice, with reprocessed uranium being recycled and plutonium used in MOX, at present only for fast reactors.[16]

Mixed oxide, or MOX fuel, is a blend of reprocessed uranium and plutonium and depleted uranium which behaves similarly, although not identically, to the enriched uranium feed for which most nuclear reactors were designed. MOX fuel is an alternative to low-enriched uranium (LEU) fuel used in the light water reactors which predominate nuclear power generation.

Currently, plants in Europe are reprocessing spent fuel from utilities in Europe and Japan. Reprocessing of spent commercial-reactor nuclear fuel is currently not permitted in the United States due to the perceived danger of nuclear proliferation. The Bush Administration’s Global Nuclear Energy Partnership proposed that the U.S. form an international partnership to see spent nuclear fuel reprocessed in a way that renders the plutonium in it usable for nuclear fuel but not for nuclear weapons.

Partitioning and transmutation[edit]

As an alternative to the disposal of the PUREX raffinate in glass or Synroc matrix, the most radiotoxic elements could be removed through advanced reprocessing. After separation, the minor actinides and some long-lived fission products could be converted to short-lived or stable isotopes by either neutron or photon irradiation. This is called transmutation. Strong and long-term international cooperation, and many decades of research and huge investments remain necessary before to reach a mature industrial scale where the safety and the economical feasibility of partitioning and transmutation (P&T) could be demonstrated.[17]

Waste disposal[edit]

Actinides and fission products by half-life

  • v
  • t
  • e
Actinides[18] by decay chain Half-life
range (a)
Fission products of 235U by yield[19]
4n 4n + 1 4n + 2 4n + 3 4.5–7% 0.04–1.25% <0.001%
228Ra 4–6 a 155Euþ
244Cmƒ 241Puƒ 250Cf 227Ac 10–29 a 90Sr 85Kr 113mCdþ
232Uƒ 238Puƒ 243Cmƒ 29–97 a 137Cs 151Smþ 121mSn
248Bk[20] 249Cfƒ 242mAmƒ 141–351 a

No fission products have a half-life in the range of 100 a–210 ka …

241Amƒ 251Cfƒ[21] 430–900 a
226Ra 247Bk 1.3–1.6 ka
240Pu 229Th 246Cmƒ 243Amƒ 4.7–7.4 ka
245Cmƒ 250Cm 8.3–8.5 ka
239Puƒ 24.1 ka
230Th 231Pa 32–76 ka
236Npƒ 233Uƒ 234U 150–250 ka 99Tc 126Sn
248Cm 242Pu 327–375 ka 79Se
1.53 Ma 93Zr
237Npƒ 2.1–6.5 Ma 135Cs 107Pd
236U 247Cmƒ 15–24 Ma 129I
244Pu 80 Ma

… nor beyond 15.7 Ma[22]

232Th 238U 235Uƒ№ 0.7–14.1 Ga
  • ₡,  has thermal neutron capture cross section in the range of 8–50 barns
  • ƒ,  fissile
  • №,  primarily a naturally occurring radioactive material (NORM)
  • þ,  neutron poison (thermal neutron capture cross section greater than 3k barns)

A current concern in the nuclear power field is the safe disposal and isolation of either spent fuel from reactors or, if the reprocessing option is used, wastes from reprocessing plants. These materials must be isolated from the biosphere until the radioactivity contained in them has diminished to a safe level.[23] In the U.S., under the Nuclear Waste Policy Act of 1982 as amended, the Department of Energy has responsibility for the development of the waste disposal system for spent nuclear fuel and high-level radioactive waste. Current plans call for the ultimate disposal of the wastes in solid form in a licensed deep, stable geologic structure called a deep geological repository. The Department of Energy chose Yucca Mountain as the location for the repository. Its opening has been repeatedly delayed. Since 1999 thousands of nuclear waste shipments have been stored at the Waste Isolation Pilot Plant in New Mexico.

Fast-neutron reactors can fission all actinides, while the thorium fuel cycle produces low levels of transuranics. Unlike LWRs, in principle these fuel cycles could recycle their plutonium and minor actinides and leave only fission products and activation products as waste. The highly radioactive medium-lived fission products Cs-137 and Sr-90 diminish by a factor of 10 each century; while the long-lived fission products have relatively low radioactivity, often compared favorably to that of the original uranium ore.

Horizontal drillhole disposal describes proposals to drill over one kilometer vertically, and two kilometers horizontally in the earth’s crust, for the purpose of disposing of high-level waste forms such as spent nuclear fuel, Caesium-137, or Strontium-90. After the emplacement and the retrievability period,[clarification needed] drillholes would be backfilled and sealed. A series of tests of the technology were carried out in November 2018 and then again publicly in January 2019 by a U.S. based private company.[24] The test demonstrated the emplacement of a test-canister in a horizontal drillhole and retrieval of the same canister. There was no actual high-level waste used in this test.[25][26]

Fuel cycles[edit]

Although the most common terminology is fuel cycle, some argue that the term fuel chain is more accurate, because the spent fuel is never fully recycled. Spent fuel includes fission products, which generally must be treated as waste, as well as uranium, plutonium, and other transuranic elements. Where plutonium is recycled, it is normally reused once in light water reactors, although fast reactors could lead to more complete recycling of plutonium.[27]

Once-through nuclear fuel cycle[edit]

A once through (or open) fuel cycle

Not a cycle per se, fuel is used once and then sent to storage without further processing save additional packaging to provide for better isolation from the biosphere. This method is favored by six countries: the United States, Canada, Sweden, Finland, Spain and South Africa.[28] Some countries, notably Finland, Sweden and Canada, have designed repositories to permit future recovery of the material should the need arise, while others plan for permanent sequestration in a geological repository like the Yucca Mountain nuclear waste repository in the United States.

Plutonium cycle[edit]

A fuel cycle in which plutonium is used for fuel

IFR concept (Black and White with clearer text)

Several countries, including Japan, Switzerland, and previously Spain and Germany,[citation needed] are using or have used the reprocessing services offered by Areva NC and previously THORP. Fission products, minor actinides, activation products, and reprocessed uranium are separated from the reactor-grade plutonium, which can then be fabricated into MOX fuel. Because the proportion of the non-fissile even-mass isotopes of plutonium rises with each pass through the cycle, there are currently no plans to reuse plutonium from used MOX fuel for a third pass in a thermal reactor. If fast reactors become available, they may be able to burn these, or almost any other actinide isotopes.

The use of a medium-scale reprocessing facility onsite, and the use of pyroprocessing rather than the present day aqueous reprocessing, is claimed to potentially be able to considerably reduce the nuclear proliferation potential or possible diversion of fissile material as the processing facility is in-situ. Similarly as plutonium is not separated on its own in the pyroprocessing cycle, rather all actinides are “electro-won” or “refined” from the spent fuel, the plutonium is never separated on its own, instead it comes over into the new fuel mixed with gamma and alpha emitting actinides, species that “self-protect” it in numerous possible thief scenarios.

Beginning in 2016 Russia has been testing and is now deploying Remix Fuel in which the spent nuclear fuel is put through a process like Pyroprocessing that separates the reactor Grade Plutonium and remaining Uranium from the fission products and fuel cladding. This mixed metal is then combined with a small quantity of medium enriched Uranium with approximately 17% U-235 concentration to make a new combined metal oxide fuel with 1% Reactor Grade plutonium and a U-235 concentration of 4%. These fuel rods are suitable for use in standard PWR reactors as the Plutonium content is no higher than that which exists at the end of cycle in the spent nuclear fuel. As of February 2020 Russia was deploying this fuel in some of their fleet of VVER reactors.[30][31]

Minor actinides recycling[edit]

It has been proposed that in addition to the use of plutonium, the minor actinides could be used in a critical power reactor. Tests are already being conducted in which americium is being used as a fuel.[32]

A number of reactor designs, like the Integral Fast Reactor, have been designed for this rather different fuel cycle. In principle, it should be possible to derive energy from the fission of any actinide nucleus. With a careful reactor design, all the actinides in the fuel can be consumed, leaving only lighter elements with short half-lives. Whereas this has been done in prototype plants, no such reactor has ever been operated on a large scale.[citation needed]

It so happens that the neutron cross-section of many actinides decreases with increasing neutron energy, but the ratio of fission to simple activation (neutron capture) changes in favour of fission as the neutron energy increases. Thus with a sufficiently high neutron energy, it should be possible to destroy even curium without the generation of the transcurium metals. This could be very desirable as it would make it significantly easier to reprocess and handle the actinide fuel.

One promising alternative from this perspective is an accelerator-driven sub-critical reactor / subcritical reactor. Here a beam of either protons (United States and European designs)[33][34][35] or electrons (Japanese design)[36] is directed into a target. In the case of protons, very fast neutrons will spall off the target, while in the case of the electrons, very high energy photons will be generated. These high-energy neutrons and photons will then be able to cause the fission of the heavy actinides.

Such reactors compare very well to other neutron sources in terms of neutron energy:

  • Thermal 0 to 100 eV
  • Epithermal 100 eV to 100 keV
  • Fast (from nuclear fission) 100 keV to 3 MeV
  • DD fusion 2.5 MeV
  • DT fusion 14 MeV
  • Accelerator driven core 200 MeV (lead driven by 1.6 GeV protons)
  • Muon-catalyzed fusion 7 GeV.

As an alternative, the curium-244, with a half-life of 18 years, could be left to decay into plutonium-240 before being used in fuel in a fast reactor.

A pair of fuel cycles in which uranium and plutonium are kept separate from the minor actinides. The minor actinide cycle is kept within the green box.

Fuel or targets for this actinide transmutation[edit]

To date the nature of the fuel (targets) for actinide transformation has not been chosen.

If actinides are transmuted in a Subcritical reactor, it is likely that the fuel will have to be able to tolerate more thermal cycles than conventional fuel. Due to current particle accelerators not being optimized for long continuous operation at least the first generation of accelerator-driven sub-critical reactor is unlikely to be able to maintain a constant operation period for equally long times as a critical reactor, and each time the accelerator stops then the fuel will cool down.

On the other hand, if actinides are destroyed using a fast reactor, such as an Integral Fast Reactor, then the fuel will most likely not be exposed to many more thermal cycles than in a normal power station.

Depending on the matrix the process can generate more transuranics from the matrix. This could either be viewed as good (generate more fuel) or can be viewed as bad (generation of more radiotoxic transuranic elements). A series of different matrices exists which can control this production of heavy actinides.

Fissile nuclei (such as 233U, 235U, and 239Pu) respond well to delayed neutrons and are thus important to keep a critical reactor stable; this limits the amount of minor actinides that can be destroyed in a critical reactor. As a consequence, it is important that the chosen matrix allows the reactor to keep the ratio of fissile to non-fissile nuclei high, as this enables it to destroy the long-lived actinides safely. In contrast, the power output of a sub-critical reactor is limited by the intensity of the driving particle accelerator, and thus it need not contain any uranium or plutonium at all. In such a system, it may be preferable to have an inert matrix that does not produce additional long-lived isotopes. Having a low fraction of delayed neutrons is not only not a problem in a subcritical reactor, it may even be slightly advantageous as criticality can be brought closer to unity, while still staying subcritical.

Actinides in an inert matrix[edit]

The actinides will be mixed with a metal which will not form more actinides; for instance, an alloy of actinides in a solid such as zirconia could be used.

The raison d’être of the Initiative for Inert Matrix Fuel (IMF) is to contribute to Research and Development studies on inert matrix fuels that could be used to utilise, reduce and dispose both weapon- and light water reactor-grade plutonium excesses. In addition to plutonium, the amounts of minor actinides are also increasing. These actinides have to be consequently disposed in a safe, ecological and economical way. The promising strategy that consists of utilising plutonium and minor actinides using a once-through fuel approach within existing commercial nuclear power reactors e.g. US, European, Russian or Japanese Light Water Reactors (LWR), Canadian Pressured Heavy Water Reactors, or in future transmutation units, has been emphasised since the beginning of the initiative. The approach, which makes use of inert matrix fuel is now studied by several groups in the world.[37][38] This option has the advantage of reducing the plutonium amounts and potentially minor actinide contents prior to geological disposal. The second option is based on using a uranium-free fuel leachable for reprocessing and by following a multi-recycling strategy. In both cases, the advanced fuel material produces energy while consuming plutonium or the minor actinides. This material must, however, be robust. The selected material must be the result of a careful system study including inert matrix – burnable absorbent – fissile material as minimum components and with the addition of stabiliser. This yields a single-phase solid solution or more simply if this option is not selected a composite inert matrix–fissile component. In screening studies[39][40][41] pre-selected elements were identified as suitable. In the 90s an IMF once through strategy was adopted considering the following properties:

  • neutron properties i.e. low absorption cross-section, optimal constant reactivity, suitable Doppler coefficient,[42]
  • phase stability, chemical inertness, and compatibility,[43]
  • acceptable thermo-physical properties i.e. heat capacity, thermal conductivity,[44]
  • good behaviour under irradiation i.e. phase stability, minimum swelling,[45]
  • retention of fission products or residual actinides,[46] and
  • optimal properties after irradiation with insolubility for once through then out.[47]

This once-through then out strategy may be adapted as a last cycle after multi-recycling if the fission yield is not large enough, in which case the following property is required good leaching properties for reprocessing and multi-recycling.[48]

Actinides in a thorium matrix[edit]

Upon neutron bombardment, thorium can be converted to uranium-233. 233U is fissile, and has a larger fission cross section than both 235U and 238U, and thus it is far less likely to produce higher actinides through neutron capture.

Actinides in a uranium matrix[edit]

If the actinides are incorporated into a uranium-metal or uranium-oxide matrix, then the neutron capture of 238U is likely to generate new plutonium-239. An advantage of mixing the actinides with uranium and plutonium is that the large fission cross sections of 235U and 239Pu for the less energetic delayed neutrons could make the reaction stable enough to be carried out in a critical fast reactor, which is likely to be both cheaper and simpler than an accelerator driven system.

Mixed matrix[edit]

It is also possible to create a matrix made from a mix of the above-mentioned materials. This is most commonly done in fast reactors where one may wish to keep the breeding ratio of new fuel high enough to keep powering the reactor, but still low enough that the generated actinides can be safely destroyed without transporting them to another site. One way to do this is to use fuel where actinides and uranium is mixed with inert zirconium, producing fuel elements with the desired properties.

Uranium cycle in renewable mode[edit]

To fulfill the conditions required for a nuclear renewable energy concept, one has to explore a combination of processes going from the front end of the nuclear fuel cycle to the fuel production and the energy conversion using specific fluid fuels and reactors, as reported by Degueldre et al. (2019[49]). Extraction of uranium from a diluted fluid ore such as seawater has been studied in various countries worldwide. This extraction should be carried out parsimoniously, as suggested by Degueldre (2017).[50] An extraction rate of kilotons of U per year over centuries would not modify significantly the equilibrium concentration of uranium in the oceans (3.3 ppb). This equilibrium results from the input of 10 kilotons of U per year by river waters and its scavenging on the sea floor from the 1.37 exatons of water in the oceans.[citation needed] For a renewable uranium extraction, the use of a specific biomass material is suggested to adsorb uranium and subsequently other transition metals. The uranium loading on the biomass would be around 100 mg per kg. After contact time, the loaded material would be dried and burned (CO2 neutral) with heat conversion into electricity.[citation needed] The uranium ‘burning’ in a molten salt fast reactor helps to optimize the energy conversion by burning all actinide isotopes with an excellent yield for producing a maximum amount of thermal energy from fission and converting it into electricity. This optimisation can be reached by reducing the moderation and the fission product concentration in the liquid fuel/coolant. These effects can be achieved by using a maximum amount of actinides and a minimum amount of alkaline/earth alkaline elements yielding a harder neutron spectrum.[citation needed] Under these optimal conditions the consumption of natural uranium would be 7 tons per year and per gigawatt (GW) of produced electricity. The coupling of uranium extraction from the sea and its optimal utilisation in a molten salt fast reactor should allow nuclear energy to gain the label renewable. In addition, the amount of seawater used by a nuclear power plant to cool the last coolant fluid and the turbine would be ∼2.1 giga tons per year for a fast molten salt reactor, corresponding to 7 tons of natural uranium extractable per year. This practice justifies the label renewable.[citation needed]

Thorium cycle[edit]

In the thorium fuel cycle thorium-232 absorbs a neutron in either a fast or thermal reactor. The thorium-233 beta decays to protactinium-233 and then to uranium-233, which in turn is used as fuel. Hence, like uranium-238, thorium-232 is a fertile material.

{displaystyle {ce {{overset {neutron}{n}}+ ^{232}_{90}Th -> ^{233}_{90}Th ->[beta^-] ^{233}_{91}Pa ->[beta^-] {overset {fuel}{^{233}_{92}U}}}}}

After starting the reactor with existing U-233 or some other fissile material such as U-235 or Pu-239, a breeding cycle similar to but more efficient[51] than that with U-238 and plutonium can be created. The Th-232 absorbs a neutron to become Th-233 which quickly decays to protactinium-233. Protactinium-233 in turn decays with a half-life of 27 days to U-233. In some molten salt reactor designs, the Pa-233 is extracted and protected from neutrons (which could transform it to Pa-234 and then to U-234), until it has decayed to U-233. This is done in order to improve the breeding ratio which is low compared to fast reactors.

Thorium is at least 4-5 times more abundant in nature than all of uranium isotopes combined; thorium is fairly evenly spread around Earth with a lot of countries[52] having huge supplies of it; preparation of thorium fuel does not require difficult[51] and expensive enrichment processes; the thorium fuel cycle creates mainly Uranium-233 contaminated with Uranium-232 which makes it harder to use in a normal, pre-assembled nuclear weapon which is stable over long periods of time (unfortunately drawbacks are much lower for immediate use weapons or where final assembly occurs just prior to usage time); elimination of at least the transuranic portion of the nuclear waste problem is possible in MSR and other breeder reactor designs.

One of the earliest efforts to use a thorium fuel cycle took place at Oak Ridge National Laboratory in the 1960s. An experimental reactor was built based on molten salt reactor technology to study the feasibility of such an approach, using thorium fluoride salt kept hot enough to be liquid, thus eliminating the need for fabricating fuel elements. This effort culminated in the Molten-Salt Reactor Experiment that used 232Th as the fertile material and 233U as the fissile fuel. Due to a lack of funding, the MSR program was discontinued in 1976.

Thorium was first used commercially in the Indian Point Unit 1 reactor which began operation in 1962. The cost of recovering U-233 from the spent fuel was deemed uneconomical, since less than 1% of the thorium was converted to U-233. The plant’s owner switched to uranium fuel, which was used until the reactor was permanently shut down in 1974.[53]

Current industrial activity[edit]

Currently the only isotopes used as nuclear fuel are uranium-235 (U-235), uranium-238 (U-238) and plutonium-239, although the proposed thorium fuel cycle has advantages. Some modern reactors, with minor modifications, can use thorium. Thorium is approximately three times more abundant in the Earth’s crust than uranium (and 550 times more abundant than uranium-235). There has been little exploration for thorium resources, and thus the proven reserves are comparatively small. Thorium is more plentiful than uranium in some countries, notably India.[54] The main thorium-bearing mineral, monazite is currently mostly of interest due to its content of rare earth elements and most of the thorium is simply dumped on spoils tips similar to uranium mine tailings. As mining for rare earth elements occurs mainly in China and as it is not associated in the public consciousness with the nuclear fuel cycle, Thorium-containing mine tailings – despite their radioactivity – are not commonly seen as a nuclear waste issue and are not treated as such by regulators.

Virtually all ever deployed heavy water reactors and some graphite-moderated reactors can use natural uranium, but the vast majority of the world’s reactors require enriched uranium, in which the ratio of U-235 to U-238 is increased. In civilian reactors, the enrichment is increased to 3-5% U-235 and 95% U-238, but in naval reactors there is as much as 93% U-235. The fissile content in spent fuel from most light water reactors is high enough to allow its use as fuel for reactors capable of using natural uranium based fuel. However, this would require at least mechanical and/or thermal reprocessing (forming the spent fuel into a new fuel assembly) and is thus not currently widely done.

The term nuclear fuel is not normally used in respect to fusion power, which fuses isotopes of hydrogen into helium to release energy.

See also[edit]

  • Horizontal Drillhole
  • Deep Geological Repository
  • Deep Borehole

References[edit]

  1. ^ “Why Nuclear – Generation Atomic”. 26 January 2021. Retrieved 2021-06-27.
  2. ^ “Nuclear Waste May Get A Second Life”. NPR.org. Retrieved 2021-06-27.
  3. ^ “How much depleted uranium hexafluoride is stored in the United States?”. Depleted UF6 Management Information Network. Archived from the original on 2007-12-23. Retrieved 2008-01-15.
  4. ^ “Susquehanna Nuclear Energy Guide” (PDF). PPL Corporation. Archived from the original (PDF) on 2007-11-29. Retrieved 2008-01-15.
  5. ^ “Nuclear Fuel Cycle | World Nuclear Transport Institute”. Wnti.co.uk. Retrieved 2013-04-20.
  6. ^ A good report on the microstructure of used fuel is Lucuta PG et al. (1991) J Nuclear Materials 178:48-60
  7. ^ V.V. Rondinella VV et al. (2000) Radiochimica Acta 88:527–531
  8. ^ For a review of the corrosion of uranium dioxide in a waste store which explains much of the chemistry, see Shoesmith DW (2000) J Nuclear Materials 282:1–31
  9. ^ Miserque F et al. (2001) J Nuclear Materials 298:280–290
  10. ^ Further reading on fuel cladding interactions: Tanaka K et al. (2006) J Nuclear Materials 357:58–68
  11. ^ P. Soudek, Š. Valenová, Z. Vavříková and T. Vaněk, Journal of Environmental Radioactivity, 2006, 88, 236–250
  12. ^ Generic Assessment Procedures for Determining Protective Actions During a Reactor Accident, IAEA-TECDOC-955, 1997, p. 169
  13. ^ Generic Assessment Procedures for Determining Protective Actions During a Reactor Accident, IAEA-TECDOC-955, 1997, p. 173
  14. ^ Generic Assessment Procedures for Determining Protective Actions During a Reactor Accident, IAEA-TECDOC-955, 1997, p. 171
  15. ^ A. Preston, J.W.R. Dutton and B.R. Harvey, Nature, 1968, 218, 689–690.
  16. ^ “Russia’s Nuclear Fuel Cycle | Russian Nuclear Fuel Cycle – World Nuclear Association”.
  17. ^ Baetslé, L.H.; De Raedt, Ch. (1997). “Limitations of actinide recycle and fuel cycle consequences: a global analysis Part 1: Global fuel cycle analysis”. Nuclear Engineering and Design. 168 (1–3): 191–201. doi:10.1016/S0029-5493(96)01374-X. ISSN 0029-5493.
  18. ^ Plus radium (element 88). While actually a sub-actinide, it immediately precedes actinium (89) and follows a three-element gap of instability after polonium (84) where no nuclides have half-lives of at least four years (the longest-lived nuclide in the gap is radon-222 with a half life of less than four days). Radium’s longest lived isotope, at 1,600 years, thus merits the element’s inclusion here.
  19. ^ Specifically from thermal neutron fission of uranium-235, e.g. in a typical nuclear reactor.
  20. ^ Milsted, J.; Friedman, A. M.; Stevens, C. M. (1965). “The alpha half-life of berkelium-247; a new long-lived isomer of berkelium-248”. Nuclear Physics. 71 (2): 299. Bibcode:1965NucPh..71..299M. doi:10.1016/0029-5582(65)90719-4.
    “The isotopic analyses disclosed a species of mass 248 in constant abundance in three samples analysed over a period of about 10 months. This was ascribed to an isomer of Bk248 with a half-life greater than 9 [years]. No growth of Cf248 was detected, and a lower limit for the β half-life can be set at about 104 [years]. No alpha activity attributable to the new isomer has been detected; the alpha half-life is probably greater than 300 [years].”
  21. ^ This is the heaviest nuclide with a half-life of at least four years before the “sea of instability”.
  22. ^ Excluding those “classically stable” nuclides with half-lives significantly in excess of 232Th; e.g., while 113mCd has a half-life of only fourteen years, that of 113Cd is nearly eight quadrillion years.
  23. ^ M. I. Ojovan, W.E. Lee. An Introduction to Nuclear Waste Immobilisation, Elsevier Science Publishers B.V., ISBN 0-08-044462-8, Amsterdam, 315 pp. (2005).
  24. ^ Conca, James (January 31, 2019). “Can We Drill a Hole Deep Enough for Our Nuclear Waste?”. Forbes.
  25. ^ Muller, Richard A.; Finsterle, Stefan; Grimsich, John; Baltzer, Rod; Muller, Elizabeth A.; Rector, James W.; Payer, Joe; Apps, John (May 29, 2019). “Disposal of High-Level Nuclear Waste in Deep Horizontal Drillholes”. Energies. 12 (11): 2052. doi:10.3390/en12112052.
  26. ^ Mallants, Dirk; Travis, Karl; Chapman, Neil; Brady, Patrick V.; Griffiths, Hefin (February 14, 2020). “The State of the Science and Technology in Deep Borehole Disposal of Nuclear Waste”. Energies. 13 (4): 833. doi:10.3390/en13040833.
  27. ^ Harvey, L.D.D. (2010). Energy and the New Reality 2: Carbon-Free Energy Supply – section 8.4. Earthscan. ISBN 978-1849710732.
  28. ^ Dyck, Peter; Crijns, Martin J. “Management of Spent Fuel at Nuclear Power Plants”. IAEA Bulletin. Archived from the original on 2007-12-10. Retrieved 2008-01-15.
  29. ^ Archived at Ghostarchive and the Wayback Machine: “Historical video about the Integral Fast Reactor (IFR) concept”. Nuclear Engineering at Argonne.
  30. ^ “Nuclear Fuel Fabrication – World Nuclear Association”.
  31. ^ “REMIX fuel pilot testing starts at Balakovo reactor – World Nuclear News”.
  32. ^ Warin D.; Konings R.J.M; Haas D.; Maritin P.; Bonnerot J-M.; Vambenepe G.; Schram R.P.C.; Kuijper J.C.; Bakker K.; Conrad R. (October 2002). “The Preparation of the EFTTRA-T5 Americium Transmutation Experiment” (PDF). Seventh Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation. Retrieved 2008-01-15.
  33. ^ Gudowski, W. (August 2000). “Why Accelerator-Driven Transmutation of Wastes Enables Future Nuclear Power?” (PDF). XX International Linac Conference. Archived from the original (PDF) on 2007-11-29. Retrieved 2008-01-15.
  34. ^ Heighway, E. A. (1994-08-01). “An overview of accelerator-driven transmutation technology” (PDF). Retrieved 2008-01-15.
  35. ^ “Accelerator-driven Systems (ADS) and Fast Reactors (FR) in Advanced Nuclear Fuel Cycles” (PDF). Nuclear Energy Agency. Retrieved 2008-01-15.
  36. ^ Brolly Á.; Vértes P. (March 2005). “Concept of a Small-scale Electron Accelerator Driven System for Nuclear Waste Transmutation Part 2. Investigation of burnup” (PDF). Retrieved 2008-01-15.
  37. ^ C. Degueldre, J.-M. Paratte (Eds.), J. Nucl. Mater. 274 (1999) 1.
  38. ^ C. Degueldre, J. Porta (Eds.), Prog. Nucl. Energy 38 (2001) 221.
  39. ^ Hj. Matzke, V. Rondinella, Th. Wiss, J. Nucl. Mater. 274 (1999) 47
  40. ^ C. Degueldre, U. Kasemeyer ,F. Botta, G. Ledergerber, Proc. Mater. Res. Soc. 412 (1996) 15.
  41. ^ H. Kleykamps, J. Nucl. Mater. 275 (1999) 1
  42. ^ J.L. Kloosterman, P.M.G. Damen, J. Nucl. Mater. 274 (1999) 112.
  43. ^ N. Nitani, T. Yamashita, T. Matsuda, S.-I. Kobayashi, T. Ohmichi, J. Nucl. Mater. 274 (1999) 15
  44. ^ R.A. Verall, M.D. Vlajic, V.D. Krstic, J. Nucl. Mater. 274 (1999) 54.
  45. ^ C. Degueldre, M. Pouchon, M. Dobeli, K. Sickafus ,K. € Hojou, G. Ledergerber, S. Abolhassani-Dadras, J. Nucl. Mater. 289 (2001) 115
  46. ^ L.M. Wang, S. Zhu, S.X. Wang, R.C. Ewing, N. Boucharat, A. Fernandez, Hj. Matzke, Prog. Nucl. Energy 38 (2001) 295
  47. ^ M.A. Pouchon, E. Curtis, C. Degueldre, L. Tobler, Prog. Nucl. Energy 38 (2001) 443
  48. ^ J.P. Coulon, R. Allonce, A. Filly, F. Chartier, M. Salmon, M. Trabant, Prog. Nucl. Energy 38 (2001) 431
  49. ^ Claude Degueldre, Richard James Dawson, Vesna Najdanovic-Visak Nuclear fuel cycle, with a liquid ore and fuel: toward renewable energy, Sustainable Energy and Fuels 3 (2019) 1693-1700. https://doi.org/10.1039/C8SE00610E
  50. ^ Claude Degueldre, Uranium as a renewable for nuclear energy, Progress in Nuclear Energy, 94 (2017) 174-186. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2016.03.031
  51. ^ a b See thorium fuel cycle
  52. ^ See Thorium occurrence for discussion of abundance.
  53. ^ “Thorium Reactors: Their Backers Overstate the Benefits” (PDF). Retrieved 2021-03-08.,
  54. ^ Chidambaram R. (1997). “Towards an Energy Independent India”. Nu-Power. Nuclear Power Corporation of India Limited. Archived from the original on 2007-12-17. Retrieved 2008-01-15.

External links[edit]

  • World Nuclear Transport Institute

От admin

Добавить комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены *