Стратегии обращения с ОЯТ и радиационная эквивалентность ядерного топливного цикла

Неоднозначное отношение государств, развивающих ядерную энергетику, к проблеме обращения с облученным ядерным топливом (ОЯТ) обусловлено объективными сложностями создания полного комплекса производств ядерного топливного цикла (ЯТЦ). Обладание развитой инфраструктурой замыкания топливного цикла доступно преимущественно государствам с высоким техническим, научным и экономическим потенциалом, а в отдельных случаях обусловлено геополитическими факторами и международными режимами нераспространения.

В основе выбора государственной стратегии обращения с отработавшим топливом лежат два определяющих фактора: экономический и экологический. Экономический фактор обусловлен эффективностью использования сырьевых ресурсов. В стартовом природном уране содержится всего 0,7% делящегося изотопа уран-235 (²³⁵U), причем в однократном (открытом) топливном цикле легководных реакторов (ЛВР) полезно используется только около 0,75% его количества. Надежное решение глобальной энергетической задачи состоит в переводе ядерной энергетики из режима неэкономичного сырьевого потребления в режим топливного самообеспечения (максимальное вовлечение урана-238 и синтетического топлива — плутония). Эта задача выполнима только при условиях радиохимической переработки ОЯТ и освоения ЯТЦ с реакторами на быстрых нейтронах (БР).

Таблица В.3.6. Подходы различных стран к обращению с облученным ядерным топливом

Примечание к таблице В.3.6: Некоторые страны применяют различные подходы к разным типам топлива. Кроме того, отдельные страны, применяя один подход, проводят одновременно оценку других подходов, которые могут быть применены в будущем.

Экологический фактор и трансмутация долгоживущих радионуклидов. Экологический фактор отражает стремление к минимизации долгосрочной радиационной опасности. На сегодняшний день не найдены окончательные технические решения, гарантирующие безопасность захоронения непереработанного ОЯТ на весь период его потенциальной опасности (десятки и сотни тысяч лет), поскольку нет абсолютно надежных геологических формаций. Радиохимическая переработка ОЯТ открывает пути для безопасных технических решений.

Освоенные в мире технологии переработки частично решают проблему безопасности окончательного захоронения, извлекая из отходов плутоний и уменьшая объем высокоактивных отходов (ВАО) до 30% по сравнению с объемами ОЯТ. Однако в захораниваемые отходы поступает ряд токсичных долгоживущих радионуклидов. На рисунке В.3.2 приведены зависимости индекса токсичности (отношение активности радионуклида к допустимой объемной активности в воздухе или воде) от времени выдержки. В первые 300 лет определяющий вклад в индекс токсичности вносят продукты деления (ПД), затем — минорные актиноиды (МА) (америций-241, 243, нептуний-237, плутоний-238, 239, 240), а также технеций-99 и йод-129.

Рис. В.3.2. Зависимость индекса токсичности от времени выдержки: 1 — продукты деления; 2 — актиноиды с учетом ²²⁵Ra и ²²⁹Th; 3 — актиноиды без ²²⁵Ra и ²²⁹Th

В 1976 г. Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) предприняло первые усилия по координации работ в области ядерной трансмутации радионуклидов — перевода долгоживущих опасных изотопов при облучении в специальных установках в нуклиды с ограниченными периодами полураспада или в стабильные элементы. Наибольшее внимание уделяется йоду-129, технецию-99, плутонию-239, 240, нептунию-237 и другим минорным актиноидам.

Таблица В.3.7. Радионуклиды, представляющие наибольшую потенциальную опасность во время выдержки отходов

Концепция радиационной эквивалентности и закрытый ЯТЦ. Особенно многообещающим является топливный цикл, реализующий принцип радиационной эквивалентности: поступающие на захоронение отходы из ЯТЦ не должны превышать по токсичности и активности природное урановое сырье.

Рис. В.3.3. Радиоактивная эквивалентность топливного цикла крупномасштабной ядерной энергетики: S = A_РАО / A_U — показатель радиационной эквивалентности, где A_РАО — активность долгоживущих ВАО, A_U — активность природной урановой руды (Кривые 1–3 рассчитаны при различных долях потерь)

В трансмутационном топливном цикле радиационная эквивалентность достижима при выполнении следующих требований:
- перерабатывается весь объем ОЯТ;
- выделяемые уран, плутоний, нептуний и америций сжигаются (трансмутируются) полностью при многократном облучении в быстрых реакторах;

- выделяемый кюрий хранится 50–100 лет для распада в плутоний, который затем сжигается в реакторах;
- в захораниваемые отходы попадает не более 0,1% перерабатываемых урана, нептуния, америция и кюрия, 0,01–0,1% плутония, а также около 1% цезия-137, стронция-90, технеция-99 и йода-129.

При переработке топлива выделяются цезий и стронций (используются как источники излучения/тепла или хранятся ~200 лет до полного распада) и технеций-99, йод-129 (переводятся в стабильное состояние в потоке нейтронов вне активной зоны).

Таблица В.3.8. Переработка оксидного топлива энергетических реакторов, рецикл плутония, утилизация высокоактивных отходов

Торий-урановый топливный цикл. Хотя уран-плутониевый (U-Pu) ЯТЦ еще долго останется базовым энергообеспечивающим циклом, торий-урановый (Th-U) ЯТЦ в долгосрочной перспективе видится реальным источником энергии, особенно для районов с ториевыми рудами. Более низкое содержание в облученном ториевом топливе трансплутониевых элементов обусловливает в начальный период на 2–3 порядка меньшие уровни активности.

Осложнением Th-U ЯТЦ является образование урана-232 (²³²U) с цепочкой распада, характеризующейся высокоэнергетическим γ-излучением (2,6 МеВ) при распаде ²⁰⁸Tl до стабильного ²⁰⁸Pb:

²³²U —(α, 71 год)→ ²²⁸Th —(α, 1,9 года)→ ²²⁴Ra —(α, 3,6 сут)→ ²²⁰Rn —(α, 55 с)→ ²¹⁶Po —(α, 0,16 с)→ ²¹²Pb —(β⁻, 10 лет)→ ²¹²Bi —(α, 60 мин)→ ²⁰⁸Tl —(β⁻, γ, 3,1 мин)→ ²⁰⁸Pb

это решение делает обязательным использование биологической защиты и дистанционного управления при операциях с конечными продуктами переработки. На российском заводе РТ-1 на опытно-промышленный уровень уже вышли работы по фракционированию.

Сведения об авторах и источниках:

Авторы: Е. О. Адамов, Ю. Г. Драгунов, В. В. Орлов, Л. П. Абагян, В. Я. Абрамов и др.

Источник: Машиностроение ядерной техники

Данные публикации будут полезны студентам и специалистам в области ядерной физики и атомной энергетики, инженерам-конструкторам и технологам промышленных предприятий, а также всем, кто интересуется устройством ядерных реакторов и современными ядерными технологиями.