Отработанное ядерное топливо , иногда называемое отработанным ядерным топливом , представляет собой ядерное топливо , которое было облучено в ядерном реакторе (обычно на атомной электростанции ). Он больше не пригоден для поддержания ядерной реакции в обычном тепловом реакторе и, в зависимости от его точки в ядерном топливном цикле , его изотопные компоненты будут отличаться от того, когда он начался. [1]
Ядерные топливные стержни становятся все более радиоактивными (и менее термически полезными) из-за активации нейтронов , когда они делятся или «сгорают» в реакторе. Свежий стержень из гранул низкообогащенного урана (с которым можно безопасно обращаться в перчатках) после 1–2 лет облучения активной зоны станет крайне смертоносным гамма-излучателем , к которому небезопасно приближаться, если только он не находится под многофутовой водяной защитой. Это делает их неизменное накопление и безопасное временное хранение в бассейнах отработавшего топлива основным источником высокоактивных радиоактивных отходов и серьезной постоянной проблемой будущего постоянного захоронения.
В оксидном топливе существуют интенсивные температурные градиенты, вызывающие миграцию продуктов деления . Цирконий имеет тенденцию перемещаться к центру топливной таблетки , где температура самая высокая, в то время как продукты деления с более низкой температурой кипения движутся к краю таблетки. Гранулы, вероятно, содержат множество мелких пор, похожих на пузырьки , которые образуются во время использования; продукт деления ксенон мигрирует в эти пустоты. Некоторая часть этого ксенона затем распадается с образованием цезия , поэтому многие из этих пузырьков содержат большую концентрацию135
Сс .
В случае смешанного оксидного ( МОХ ) топлива ксенон имеет тенденцию диффундировать из богатых плутонием участков топлива, а затем захватывается окружающим диоксидом урана. Неодим не склонен к подвижности .
Также в топливе имеют тенденцию образовываться металлические частицы сплава Mo -Tc-Ru-Pd. На границе между зернами диоксида урана образуются другие твердые вещества, но большая часть продуктов деления остается в диоксиде урана в виде твердых растворов . Существует статья, описывающая метод создания нерадиоактивной « активной урановой» модели отработанного оксидного топлива. [2]
3% массы составляют продукты деления 235 U и 239 Pu (также косвенные продукты в цепочке распада ); они считаются радиоактивными отходами или могут быть дополнительно разделены для различных промышленных и медицинских целей. Продукты деления включают все элементы, от цинка до лантаноидов ; большая часть выхода деления сосредоточена в двух пиках: один во втором переходном ряду ( Zr , Mo, Tc, Ru , Rh , Pd , Ag ), а другой позже в периодической таблице ( I , Xe , Cs , Ba , La ). , Се , Нд ). Многие продукты деления либо нерадиоактивны, либо являются короткоживущими радиоизотопами , но значительное их количество представляет собой средне- и долгоживущие радиоизотопы, такие как 90 Sr , 137 Cs , 99 Tc и 129 I. Несколько разных стран провели исследования по разделению редких изотопов в отходах деления, включая «платиноиды деления» (Ru, Rh, Pd) и серебро (Ag), как способ компенсации затрат на переработку; в настоящее время это не делается на коммерческой основе.
Продукты деления могут изменить термические свойства диоксида урана; оксиды лантаноидов имеют тенденцию снижать теплопроводность топлива, а металлические наночастицы слегка повышают теплопроводность топлива . [3]
Около 1% массы приходится на 239 Pu и 240 Pu , образующиеся при конверсии 238 U, которые можно рассматривать либо как полезный побочный продукт, либо как опасные и неудобные отходы. Одной из основных проблем, связанных с распространением ядерного оружия, является предотвращение использования этого плутония государствами, за исключением тех, которые уже признаны ядерными державами , для производства ядерного оружия. Если реактор использовался нормально, то плутоний является реакторным , а не оружейным: он содержит более 19% 240 Pu и менее 80% 239 Pu, что делает его неидеальным для изготовления бомб. Если период облучения был коротким, то плутоний оружейный (более 93%).
96% массы — это оставшийся уран: большая часть исходного 238 U и немного 235 U. Обычно 235 U составляет менее 0,8% массы вместе с 0,4% 236 U.
Переработанный уран будет содержать 236 U , которого нет в природе; это один из изотопов, который можно использовать в качестве «отпечатка пальца» для отработанного реакторного топлива.
Если для производства делящегося 233 U используется ториевое топливо , то ОЯТ (отработанное ядерное топливо) будет содержать 233 U с периодом полураспада 159 200 лет (если только этот уран не будет удален из отработавшего топлива химическим процессом). Присутствие 233 U повлияет на долгосрочный радиоактивный распад отработавшего топлива. По сравнению с МОКС-топливом , активность около миллиона лет в циклах с торием будет выше из-за присутствия не полностью распавшегося 233 U.
Для топлива из природного урана делящийся компонент начинается при концентрации 235 U в природном уране 0,7%. При разряде общее количество делящегося компонента все еще составляет 0,5% (0,2% 235 U, 0,3% делящегося 239 Pu, 241 Pu ). Топливо выбрасывается не потому, что делящийся материал полностью израсходован, а потому, что накопились поглощающие нейтроны продукты деления , и топливо становится значительно менее способным поддерживать ядерную реакцию.
Некоторые виды топлива из природного урана используют химически активную оболочку, такую как Magnox , и их необходимо перерабатывать, поскольку долгосрочное хранение и утилизация затруднены. [5]
Отработанное реакторное топливо содержит следы минорных актинидов . Это актиниды , отличные от урана и плутония, и включают нептуний , америций и кюрий . Образующееся количество во многом зависит от природы используемого топлива и условий, в которых оно применялось. Например, использование МОКС-топлива ( 239 Pu в матрице 238 U), вероятно, приведет к производству большего количества 241 Am и более тяжелых нуклидов, чем топливо на основе урана/тория ( 233 U в матрице 232 Th).
Для высокообогащенного топлива, используемого в морских и исследовательских реакторах , запас изотопов будет варьироваться в зависимости от обращения с топливом внутри активной зоны и условий эксплуатации реактора.
Когда ядерный реактор остановлен и цепная реакция ядерного деления прекратилась, значительное количество тепла все равно будет выделяться в топливе из-за бета-распада продуктов деления . По этой причине в момент остановки реактора остаточное тепло будет составлять около 7% от предыдущей мощности активной зоны, если реактор имел длительную и стабильную историю мощности . Примерно через 1 час после выключения остаточное тепло составит около 1,5% от предыдущей мощности ядра. Через сутки остаточное тепло падает до 0,4%, а через неделю составит 0,2%. Скорость производства остаточного тепла будет продолжать медленно снижаться с течением времени.
Отработавшее топливо, вывезенное из реактора, обычно хранится в заполненном водой бассейне отработавшего топлива в течение года и более (на некоторых площадках от 10 до 20 лет) с целью его охлаждения и защиты от радиоактивности. Практические конструкции бассейнов отработавшего топлива обычно не полагаются на пассивное охлаждение, а скорее требуют, чтобы вода активно прокачивалась через теплообменники. В случае длительного перерыва в активном охлаждении из-за аварийных ситуаций вода в бассейнах отработавшего топлива может выкипеть, что может привести к выбросу радиоактивных элементов в атмосферу. [6]
Использование разных видов топлива в ядерных реакторах приводит к разному составу ОЯТ с разными кривыми активности.
Долгоживущие радиоактивные отходы из задней части топливного цикла особенно актуальны при разработке полного плана обращения с отходами ОЯТ. При рассмотрении долгосрочного радиоактивного распада актиниды в ОЯТ оказывают значительное влияние из-за их характерно длительного периода полураспада. В зависимости от того, чем заправлен ядерный реактор , состав актинидов в ОЯТ будет разным.
Примером такого эффекта является использование ядерного топлива с торием . Th-232 — это воспроизводящий материал, который может подвергаться реакции захвата нейтронов и двум бета-распадам, что приводит к образованию делящегося U-233 . Его радиоактивный распад окажет сильное влияние на долгосрочную кривую активности ОЯТ примерно через миллион лет. Сравнение активности, связанной с U-233, для трех разных типов ОЯТ можно увидеть на рисунке вверху справа. Сгоревшим топливом являются торий с реакторным плутонием (RGPu), торий с оружейным плутонием (WGPu) и смешанное оксидное топливо (MOX, без тория). Для RGPu и WGPu можно увидеть начальное количество U-233 и его распад около миллиона лет. Это влияет на общую кривую активности трех видов топлива. Первоначальное отсутствие U-233 и его дочерних продуктов в МОКС-топливе приводит к более низкой активности в области 3 рисунка справа внизу, тогда как для RGPu и WGPu кривая сохраняется выше из-за присутствия U-233, который полностью не разложилась. Ядерная переработка может удалить актиниды из отработанного топлива, чтобы их можно было использовать или уничтожить (см. Долгоживущие продукты деления #Актиниды ).
Согласно работе коррозионного электрохимика Дэвида У. Шусмита [ 7] [8] наночастицы Mo-Tc-Ru-Pd оказывают сильное влияние на коррозию топлива из диоксида урана. Например, его работа предполагает, что когда концентрация водорода (H 2 ) высока (из-за анаэробной коррозии стальных отходов ), окисление водорода в наночастицах будет оказывать защитное действие на диоксид урана. Этот эффект можно рассматривать как пример защиты с помощью жертвенного анода , когда вместо металлического анода, вступающего в реакцию и растворяющегося, потребляется газообразный водород.
.jpg/1280px-Spent_Fuel_Pool_(02813601).jpg)
Отработавшее ядерное топливо хранится либо в бассейнах отработавшего топлива (БОТ), либо в сухих контейнерах . В США SFP и контейнеры с отработавшим топливом располагаются либо непосредственно на площадках АЭС, либо на независимых установках для хранения отработавшего топлива (ISFSI). ISFSI могут располагаться рядом с площадкой атомной электростанции или могут располагаться за пределами реактора (AFR ISFSI). Подавляющее большинство ПХОЯТ хранят отработавшее топливо в сухих контейнерах. Morris Operation в настоящее время является единственным ISFSI с бассейном отработанного топлива в Соединенных Штатах.
Ядерная переработка позволяет разделить отработавшее топливо на различные комбинации переработанного урана , плутония , второстепенных актинидов , продуктов деления , остатков циркониевой или стальной оболочки , продуктов активации , а также реагентов или отвердителей, введенных в процессе самой переработки. Если бы эти составные части отработанного топлива использовались повторно, а дополнительные отходы, которые могут образовываться в качестве побочного продукта переработки, были ограничены, переработка могла бы в конечном итоге сократить объем отходов, которые необходимо утилизировать.
В альтернативном варианте неповрежденное отработавшее ядерное топливо можно сразу утилизировать как высокоактивные отходы . Соединенные Штаты запланировали захоронение в глубоких геологических формациях , таких как хранилище ядерных отходов Юкка-Маунтин , где их необходимо защитить и упаковать, чтобы предотвратить их миграцию в непосредственную среду обитания человека на тысячи лет. [1] [9] Однако 5 марта 2009 года министр энергетики Стивен Чу заявил на слушаниях в Сенате, что «площадка Юкка-Маунтин больше не рассматривается как вариант хранения отходов реактора». [10]
Геологическое захоронение было одобрено в Финляндии с использованием процесса KBS-3 . [11]
В Швейцарии Федеральный совет утвердил в 2008 году план глубокого геологического хранилища радиоактивных отходов. [12]
Водоросли продемонстрировали селективность в отношении стронция в исследованиях, в которых большинство растений, используемых в биоремедиации , не проявили селективности в отношении кальция и стронция, часто насыщаяся кальцием, который в больших количествах присутствует в ядерных отходах. Стронций-90 — радиоактивный побочный продукт, вырабатываемый ядерными реакторами , используемыми в атомной энергетике . Это компонент ядерных отходов и отработанного ядерного топлива. Период полураспада длительный, около 30 лет, и он классифицируется как высокоактивные отходы. [13]
Исследователи изучили биоаккумуляцию стронция водорослями Scenedesmus spinosus в смоделированных сточных водах. В исследовании утверждается, что S. spinosus обладает высокоселективной биосорбционной способностью в отношении стронция, что позволяет предположить, что он может быть пригоден для использования ядерных сточных вод. [14] Исследование прудовой водоросли Closterium moniliferum с использованием нерадиоактивного стронция показало, что изменение соотношения бария и стронция в воде улучшает селективность стронция. [13]
Отработанное ядерное топливо сохраняет радиационную опасность в течение длительных периодов времени, период полураспада которого достигает 24 000 лет. Например, через 10 лет после извлечения из реактора мощность поверхностной дозы типичной отработавшей топливной сборки все еще превышает 10 000 бэр/час, что намного превышает смертельную дозу для всего тела человека, составляющую около 500 бэр, полученную сразу. [15]
Ведутся споры о том, подвержено ли отработавшее топливо, хранящееся в бассейне , таким инцидентам, как землетрясения [16] или террористические атаки [17] , которые потенциально могут привести к выбросу радиации. [18]
В редких случаях отказа топлива при нормальной работе охлаждающая жидкость первого контура может попасть в элемент. Для пострадиационного контроля топливных пучков обычно используются визуальные методы. [19]
После терактов 11 сентября Комиссия по ядерному регулированию ввела ряд правил, предписывающих, чтобы все топливные бассейны были невосприимчивы к стихийным бедствиям и террористическим атакам. В результате бассейны отработанного топлива заключаются в стальную облицовку и толстый бетон и регулярно проверяются на предмет устойчивости к землетрясениям, торнадо, ураганам и сейшам . [20] [21]