Обращение с отработавшим топливом

Реакторный цикл заключается в использовании ядерного топлива в качестве горючего в течение всей кампании реактора. После достижения заданной степени выгорания делящегося компонента ОЯТ направляется на хранение или переработку.

Начальная стадия послереакторного этапа ЯТЦ включает в себя извлечение ОЯТ из реактора, хранение его в пристанционном бассейне («мокрое» хранение в бассейнах выдержки под водой) в течение нескольких лет и транспортировку к заводу переработки или в долговременное хранилище. В открытом варианте ЯТЦ ОЯТ помещают в хранилища («сухое» хранение в среде инертного газа или воздуха в контейнерах), где его выдерживают в течение нескольких десятилетий, затем перерабатывают в форму, предотвращающую хищение радионуклидов и подготавливают к окончательному захоронению (в настоящее время ТВЭЛы нигде в мире не захоранивают). В закрытом варианте ЯТЦ ОЯТ поступает на радиохимический завод, где перерабатывается с целью извлечения делящихся ядерных материалов.

Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) — извлеченные из активной зоны тепловыделяющие элементы или их группы.

Энергетическое ОЯТ относят к высокоактивным отходам, если не подвергают дальнейшей переработке, или к ценном}' энергетическому сырью, если подвергают переработке. В России часть ОЯТ относится к радиоактивным отходам, часть используется для переработки на радиохимических заводах.

ОЯТ всегда содержит три компонента: 1) невыгоревший уран; 2) продукты деления урана; 3) трансурановые элементы.

Если КПД энергетического реактора 30%, то для обеспечения электрической мощности 1000 МВт в течение одного года должно выгореть 1,3 т ²³⁵U. В реальных условиях уранового топливного цикла выгорание ниже, так как существенное влияние в выработке энергии оказывает образующийся при работе реактора ²³⁹Ри. При обычных режимах работы реакторов на тепловых нейтронах примерно половина всех актов ядерного деления приходится на долю ²³⁹Ри. Плутоний — полноценное топливо даже при загрузке в реактор чистого уранового топлива. Вклад плутония в вырабатываемую на АЭС энергию составляет порядка 50%. С учетом деления ²³⁹Ри в реактор мощностью 1000 МВт (эл.) необходимо загрузить 670 кг/год ²³⁵U, что при 3%-ном обогащении примерно равно 22 т U. При продолжительности кампании, равной трем годам, загрузка составляет 66 т U.

Из легководного реактора мощностью 1000 МВт (эл.) выгружается и поступает на переработку 20—30 т U в год. Реактор ВВЭР-1000 при загрузке 66 т U с обогащением 3,3—4,4% рассчитан на выгорание топлива 27 000—40 000 МВт-сут/т U. ОЯТ имеет значительную радиоактивность за счет содержания продуктов деления (для реакторов ВВЭР примерно составляет по 300 000 Ки в каждом ТВЭЛе).

Выгорание ядерного топлива — снижение концентрации любого нуклида в ядерном топливе вследствие ядерных превращений этого нуклида при работе реактора.

Глубина выгорания топлива — выраженная в процентах доля первоначального количества ядер данного типа, которые испытали ядерное превращение в реакторе при воздействии нейтронов.

Кроме выгорания ²³⁵U в реакторах, работающих на уране, происходит образование нового делящегося нуклида — ^2!!)Ри, как следствие радиационного захвата нейтронов ядрами ²³⁸U.

Затем, в результате реакций на ²³⁹Ри, образуются также ядра ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Ри и ²⁴²Ри. Коэффициент воспроизводства для ВВЭР — 0,5; количество ²³⁸U, переработанного в ²³⁹Ри, — 3%. Примерный изотопный состав плутония при достижении максимального выгорания топлива (ВВЭР) — 60% ²³⁹Ри, 24% ²⁴⁰Ри, 12% ²⁴‘Ри и 4% ²⁴²Ри. Кроме изотопов плутония при работе реактора в топливе накапливаются изотопы минорных актинидов, многие из которых способны к делению под действием тепловых нейтронов.

В реакторе на 100 тепловых нейтронов, взаимодействующих с ядром ²³⁵U, только 85 вызывают акт деления. Остальные 15 претерпевают радиационный захват, приводящий к образованию ²³⁶U — вредного поглотителя нейтронов. Реакции захвата нейтронов ядрами ^235,238U приводят к генерации нептуния, плутония и более тяжелых актинидов:

При глубоком выгорании в топливе также накапливаются высшие актиниды —^24{>^{2 421 243}Am, ^243,244,245Cm, Bk, Cf. Спонтанное деление и а-распад этих элементов вносят значительный вклад в активность ОЯТ несмотря на их небольшое количество (порядка 1 кг/т).

Помимо изотопов урана, плутония и минорных актинидов ОЯТ содержит многочисленные продукты деления. Как уже упоминалось, деление тяжелых ядер тепловыми нейтронами несимметрично: соотношения масс продуктов деления составляет приблизительно 2:3. Для ²³⁵U кривые симметричны по отношению к А = 117. В результате деления образуются две группы элементов: легкие с А = 72—110 и тяжелые с А = 125—161.

Только немногие продукты деления стабильны, остальные нестабильны и являются р-излучателями. Часто их распад сопровождается интенсивным у-излучением. Периоды полураспада начальных ядер продуктов деления в большинстве случаев коротки. По мере распада последующие ядра становятся все более устойчивыми, т. е. их периоды полураспада возрастают. Обычно продукты деления дают начало радиоактивным цепочкам p-распада. В среднем каждая пара новых элементов, образующихся при делении, испытывая в среднем.

5 p-распадов, приводит к возникновению 5—6 радиоактивных ядер с периодом полураспада, меньшим нескольких недель. В результате деления ядер и последующего распада осколков в ядерном топливе образуется примерно 180 радиоактивных нуклидов. Периоды полураспада продуктов деления очень различны: от тысячных долей секунды до миллионов лет.

Общая радиоактивность ежегодно выгружаемого из энергетических реакторов ОЯТ (глубина выгорания составляет порядка 25 000—30 000 МВ сут/т) составляет десятки миллионов кюри. Сразу после реактора ТВЭЛы обладают большой активностью. При хранении ОЯТ в пристанционном хранилище, его активность монотонно уменьшается (на порядок за 10 лет). Когда активность упадет до норм, определяющих безопасность транспортировки ОЯТ по железной дороге, его извлекают из хранилища при АЭС и перемещают либо в долговременное хранилище, либо на завод, но переработке и утилизации топлива.

Изотопные составы топлива ВВЭР до и после облучения в реакторе представлены в табл. 4.2, а удельные активности продуктов деления, образовавшиеся в ОЯТ ВВЭР, — в табл. 4.3.

Одни короткоживущие радиоактивные нуклиды почти полностью распадаются к концу первого месяца, другие значительно медленнее снижают свою активность. В течение нескольких лет уменьшается активность таких нуклидов, как ⁹⁵Zr, ⁹⁵Nb, ¹⁴⁴Се, ¹⁴⁴Pr, ¹⁰⁶Ru, ¹⁰⁶Rh. На десятилетия сохраняется высокий уровень долгоживущих изотопов: ⁹⁰Sr, ⁹⁰Y, ¹³⁷Cs, ⁸⁵Kr, ¹⁴⁷Pr и ³H. Продукты деления, в частности Cs, Sr и РЗЭ, доминируют в качестве основного источника радиоактивности и тепла примерно 70 лет после удаления из реактора. Че;

Таблица 4.2

Изотопный состав свежего и ОЯТ реактора ВВЭР-1000

Примечание. Время выдержки ОЯТ — 3 года для легководных реакторов и 150 суток для реакторов на быстрых нейтронах.

Удельная активность основных продуктов деления ВВЭР-1000,

ГБк/т U

Примечание. Суммарная активность продуктов деления, содержащихся в 1 т ОЯТ ВВЭР-1000 после трех лет пребывания в бассейне выдержки, составляет 790 000 Ки.

рез 300 лет ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²³⁸Pu, ²⁴¹Am, ¹⁵¹Sm, ²³⁷Np и «Тс являются основными источниками радиоактивности. После 10 000 лет радионуклидами, вызывающими озабоченность, являются ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, «Тс, ²³⁷Np и ²⁴³Ат, а после 100 000 лет — ²³⁷Np, ²⁴²Pu, «Тс, ²³⁴'²³⁵'²³⁸U и продукты их распада.

После остановки реактора и прекращения цепной реакции деления в топливе продолжает происходить тепловыделение благодаря p-распаду продуктов деления. На момент остановки реактора на нагрев идет 7% от мощности, на которой работал реактор, спустя 1 час — 1,5%, через день — 0,4%, через неделю 0,2%, затем медленно падает.

Каждый ТВЭЛ выделяет энергию примерно 100 кВт. За счет этой энергии ОЯТ саморазогревается до больших температур и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят в бассейне, расположенным в непосредственной близости от реактора, с определенным температурным режимом, под слоем воды, защищающем персонал от ионизирующего излучения продуктов распада урана. Вода в бассейне активно циркулирует через теплообменники.

Извлеченное из активной зоны энергетического реактора ТВС с ОЯТ хранят в бассейне выдержки на АЭС (рис. 4.12) в течение 5—10 лет для снижения в них тепловыделения.

Рис. 4.12. Хранилище отработавшего топлива ВВЭР-440:

1 — кран мостовой грузоподъемностью 125/20 т; 2 — кран мостовой грузоподъемностью 15 т 3 — чехол с ТВС; 4 — транспортный вагон-контейнер и распада короткоживущих радионуклидов. Отметим, что в 1 кг ОЯТ АЭС в первый день после его выгрузки из реактора содержится от 26 до 1,80−10⁵ Ки радиоактивности. Через год активность 1 кг ОЯТ снижается до 1000 Ки, через 30 л — до 260 Ки. Через год после выемки ОЯТ сокращается в 12 раз, а через 30 лет — в 200 раз и постепенно уменьшается в течение сотен лег.

Перегрузка ОЯТ в приреакторный бассейн выдержки производится на остановленном реакторе через бассейн перегрузки, который функционирует только в период остановки реактора; перед началом плановой перегрузки ТВС бассейн перегрузки заполняется борированой водой и соединяется с бассейном хранения и реактором.

ОЯТ выдерживается в хранилищах в течение времени, достаточного для распада основного количества короткоживущих радионуклидов. Это значительно облегчает организацию биологической защиты, снижает радиационное воздействие на химические реагенты и растворители в процессе переработки ОЯТ и уменьшает набор элементов, от которых должны быть очищены основные продукты.

Транспортировка радиоактивных веществ и ядерных делящихся материалов — важный компонент ЯТЦ. Перевозится урановая руда, оксиды и фториды урана (в том числе — высокообогащенные по ^23dU), ТВЭЛы и ТВС, ОЯТ, РАО и некоторые радиоактивные элементы. Поскольку АЭС построены во многих странах, а изготавливают новое топливо и перерабатывают ОЯТ только некоторые, то топливо перемещается на большие расстояния.

Обеспечение безопасности транспортирования радиоактивных веществ, ядерных делящихся материалов, изделий на их основе важно в связи с риском нанесения ущерба людям, окружающей среде и имуществу в процессе их перевозки, выполнения погрузочно-разгрузочных операций и промежуточного хранения.

Наличие такого риска обусловлено возможностью аварии транспортного или погрузочного средства, воздействием на упаковку разрушающих механических и тепловых нагрузок, которые могут привести к попаданию радиоактивных веществ в окружающую среду и облучению персонала сверх установленных норм.

Для уменьшения рисков при транспортировке радиоактивных материалов используются специальные контейнеры, которые обеспечивают целостность груза при нормальной транспортировке и при аварии. Контейнер должен выдерживать падение с высоты 1 м на стальной стержень диаметром 15 см, 30-минутное воздействие открытым огнем (Т= 800°С) и 8-часовое погружение в воду на глубину 0,8 м. Упаковка должна оставаться неповрежденной при погружении в течение 1 ч на глубину 200 м.

К перевозчику предъявляются такие требования, как следование только по утвержденному маршруту, наличие вооруженной охраны, координация погрузочных работ с правоохранительными органами и извещение государств, через которые осуществляются поставки. Ядерные отходы никогда не перевозятся вместе с горючими или взрывоопасными материалами.