Энергетика - важнейшая отрасль народного хозяйства, охватывающая энергетические ресурсы, выработку, преобразование, передачу и использование различных видов энергии. Это основа экономики государства.

В настоящее время без электрической энергии наша жизнь немыслима. Электроэнергетика вторглась во все сферы деятельности человека: промышленность и сельское хозяйство, науку и космос.

Ядерная энергетика занимает особое место среди других источников энергии, давно вошедших в жизнь людей и ставших традиционными и обладает важными принципиальными особенностями по сравнению с другими энерготехнологиями:

? ядерное топливо имеет в миллионы раз большую концентрацию энергии и неисчерпаемые ресурсы;

? отходы атомной энергетики имеют относительно малые объёмы и могут быть надёжно локализованы, а наиболее опасные из них можно "сжигать" в ядерных реакторах.

Это открывает принципиально новые возможности и перспективы:

? в реализации такого топливного цикла, при котором из ограниченных природных запасов топливного сырья в течение тысячелетий можно получать необходимое количество энергии;

? в осуществлении такого замкнутого технологического цикла, при котором воздействие атомной энергетики на окружающую среду будет существенно меньше, чем воздействие других традиционных энерготехнологий;

? в развитии энергетики для удалённых районов и для крупных транспортных средств;

? в замещении ядерным топливом органического топлива, которое в отличие от первого может быть эффективно использовано для других целей: химический синтез, транспорт и т.д.

Таким образом, атомная энергетика потенциально обладает всеми необходимыми качествами для постепенного замещения значительной части энергетики на ископаемом органическом топливе и становления в качестве доминирующей энерготехнологии.

Благодаря высокой удельной концентрации, ядерное топливо оказывается наиболее дешёвым видом топлива для электростанций, несмотря на сложность его добычи и очень малое содержание урана в руде. Так, экономически эффективными для добычи урана считаются месторождения с содержанием урана в руде всего лишь 0,1%, а иногда и меньше.

Ядерное топливо - вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления цепной ядерной реакции деления. Ядерное топливо принципиально отличается от других видов топлива, используемых человечеством, оно чрезвычайно высокоэффективно, но и весьма опасно для человека и может стать причиной очень серьёзных аварий, что накладывает множество ограничений на его использование из соображений безопасности. По этой и многим другим причинам ядерное топливо гораздо сложнее в применении, чем любой вид органического топлива, и требует множества специальных технических и организационных мер при его использовании, а также высокую квалификацию имеющего с ним дело персонала.

Объект исследования: атомная энергетика.

Предмет исследования: топливо для ядерных реакторов.

Цель исследования: свойства радиоактивных элементов, добыча, производство, виды ядерного топлива и проблемы его использования, хранения, переработки.

Производство ядерного топлива

Ядерный топливный цикл

По мнению специалистов, в настоящее время, атомным электростанциям нет альтернативы с точки зрения производства электроэнергии с минимальным воздействием на окружающую природу.

АЭС - это огромный комплекс, включающий ядерный реактор и соответствующее оборудование и предназначенный для преобразования ядерной энергии в электрическую. На АЭС топливо поступает уже в виде конструкционных узлов - ТВС, готовых к монтажу в активной зоне реактора. Однако прежде чем добываемый из руд уран попадет в реактор, он должен пройти целый ряд технологический процессов на предприятиях, входящих в состав топливно-энергетического комплекса. К ним относятся, например, предприятия, осуществляющие добычу топлива, его переработку, транспортировку и т.д. ядерный топливо атомный

Ядерный топливный цикл - это вся последовательность повторяющихся производственных процессов, начиная от добычи топлива (включая производство электроэнергии) и кончая 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.

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

Физико-химические свойства урана

Уран - это элемент с порядковым номером 92, самый тяжелый из встречающихся в природе. Использовался он еще в начале нашей эры: осколки керамики с желтой глазурью (содержащие более 1% оксида урана) находились среди развалин Помпеи и Геркуланума. На Руси соли урана использовали для придания стеклу разнообразных оттенков от светло-желтого до зеленовато-коричневого. Уран был открыт в 1789 году в урановой смолке немецким химиком Мартоном Генрихом Клапротом, назвавшего его в честь планеты уран, открытой в 1781 году. Впервые металлический уран получил французский химик Юджин Пелиго в 1841, восстановив безводный тетрахлорид урана калием. В 1896 году Антуан-Анри Беккерель открывает явление радиоактивности урана случайным засвечиванием фотопластинок ионизирующим излучением от оказавшегося поблизости кусочка соли урана.

Уран очень тяжелый, серебристо-белый глянцеватый металл. В чистом виде он немного мягче стали, ковкий, гибкий, обладает небольшими парамагнитными свойствами. Уран имеет три фазовых структуры кристаллической решетки: альфа (призматическая, стабильна до 667,7 °C), бета (четырехугольная, стабильна от 667,7 до 774,8 °C) и гамма (с объемно центрированной кубической структурой, существующей от 774.8 °C до точки плавления), в которых уран наиболее податлив и удобен для обработки. Альфа-фаза - очень примечательный тип призматической структуры, состоящей из волнистых слоев атомов в чрезвычайно асимметричной призматической решетке. Такая анизотропная структура затрудняет сплав урана с другими металлами. Только молибден и ниобий могут создавать с ураном твердофазные сплавы.

Основные физические свойства урана:

- температура плавления 1132,2°C (+/- 0.8);

- температура кипения 3818°C;

- плотность 18,95 (в альфа-фазе);

- удельная теплоемкость 6,65 кал/моль/°C (при 25єС);

Химически уран очень активный металл. Быстро окисляясь на воздухе, он покрывается радужной пленкой оксида. Мелкий порошок урана самовоспламеняется на воздухе, он зажигается при температуре 150-175 °C, образуя U3O8. При 1000 °C уран соединяется с азотом, образуя желтый нитрид урана. Вода способна разъедать металл: медленно при низкой температуре, и быстро при высокой. Уран растворяется в соляной, азотной и других кислотах, образуя четырехвалентные соли, но не взаимодействует с щелочами. Уран вытесняет водород из неорганических кислот и солевых растворов таких металлов как ртуть, серебро, медь, олово, платина и золото. При сильном встряхивании металлические частицы урана начинают светиться.

Уран имеет четыре степени окисления - III-VI. Шестивалентные соединения включают в себя триокись уранила UO3 и уранилхлорид урана UO2Cl2. Тетрахлорид урана UCl4 и диоксид урана UO2 - примеры четырехвалентного урана. Вещества, содержащие четырехвалентный уран обычно нестабильны и обращаются в шестивалентные при длительном пребывании на воздухе. Ураниловые соли, такие как уранилхлорид, распадаются в присутствии яркого света или органики.

Уран имеет 14 изотопов, при этом только три из них встречаются в природе: U-234, U-235, U-238.

Хотя содержание изотопа U-235 в общем постоянно, в различных рудах имеются некоторые колебания его количества, т.к. со временем произошло обеднение руды из-за реакций деления, которая происходила, когда концентрация U-235 была много выше, чем сегодня.

Классификация ядерного топлива

*Природное урановое, содержащее делящиеся ядра 235U, а также сырьё 238U, способное при захвате нейтрона образовывать плутоний 239Pu;

*Вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе 239Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы 233U, образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория 232Th.

По химическому составу, ядерное топливо может быть:

*Металлическим, включая сплавы;

*Оксидным (например, UO2);

*Карбидным (например, PuC1-x)

*Нитридным

*Смешанным (PuO2 + UO2)

Получение ядерного топлива

Для бедных месторождений: В современной промышленности в силу отсутствия богатых урановых руд (исключения составляют канадские и австралийские месторождения, в которых концентрация урана доходит до 3 %) используется способ подземного выщелачивания руд. Это исключает дорогостоящую добычу руды. Предварительная подготовка идёт непосредственно под землёй. Через закачанные трубы под землю над месторождением закачивается серная кислота, иногда с добавлением солей трёхвалентного железа (для окисления урана U(IV) до U(VI)), хотя руды часто содержат железо и пиролюзит, которые облегчают окисление. Через откачные трубы специальными насосами раствор серной кислоты с ураном поднимается на поверхность. Далее он непосредственно поступает на сорбционное, гидрометаллургическое извлечение и одновременное концентрирование урана.

Для рудных месторождений: используют обогащение руды и радиометрическое обогащение руды.

Гидрометаллургическая переработка - дробление, выщелачивание, сорбционное или экстракционное извлечение урана с получением очищенной закиси-окиси урана (U3O8), диураната натрия (Na2U2O7) или диураната аммония ((NH4)2U2O7).

Перевод урана из оксида в тетрафторид UF4, или из оксидов непосредственно для получения гексафторида UF6, который используется для обогащения урана по изотопу 235.

Обогащение методами газовой термодиффузии или центрифугированием. UF6, обогащенный по 235 изотопу переводят в двуокись UO2, из которой изготавливают "таблетки" ТВЭЛов или получают другие соединения урана с этой же целью.

Ториевое топливо

1. Запасы урана достаточно велики;

2. Извлечение тория сложнее и дороже из-за отсутствия богатых месторождений;

3. Образование 232U, который, в свою очередь, образует г-активные ядра 212Bi, 208Tl, затрудняющие производство ТВЭЛов;

4. Переработка облучённых ториевых ТВЭЛов сложнее и дороже переработки урановых.

Плутониевое топливо

Плутониевое ядерное топливо в настоящее время также не применяется, что связано с его крайне сложной химией. За многолетнюю историю атомной промышленности неоднократно предпринимались попытки использования плутония, как в виде чистых соединений, так и в смеси с соединениями урана, однако успехом они не увенчались. Топливо для АЭС, содержащее плутоний, называется MOX-топливо. Применение его в реакторах ВВЭР нецелесообразно из-за уменьшения примерно в 2 раза периода разгона, на что не рассчитаны штатные системы управления реактором.

Процесс воспроизводства ядерного топлива

Ядерное топливо - делящиеся нуклиды, используемые в ядерных реакторах для осуществления ядерной цепной реакции деления. К ядерному горючему относятся такие нуклиды, которые при взаимодействии с нейтронами делятся с испусканием не менее двух нейтронов и, кроме того, обладают ядерно-физическими свойствами, обеспечивающими создание критической массы в реальных геометрическими размерах активной зоны реактора. Требованиям удовлетворяют четно-нечётные ядра актиноидов (с чётным числом протонов и нечётным числом нейтронов), в т. ч. природный изотоп 235U, искусственные изотопы 233U, 239Pu, 241Pu, 243Рu, которые делятся во всём спектре энергий нейтронов, начиная с тепловых, и способны создавать цепные реакции деления. Четно-чётные ядра актиноидов (природные изотопы 238U, 232Th, искусственные изотопы 232U, 234U, 236U, 240Pu, 242Pu и др.) могут делиться только на нейтронах с энергией 1 МэВ и более. Используя эти изотопы, невозможно создать цепную реакцию вследствие низких вероятности деления и среднего выхода нейтронов. Однако в процессе нейтронного захвата эти ядра способны превращаться в делящиеся изотопы. Таким образом, открывается реальная возможность воспроизводства Я.Г. и возвращения его в топливный цикл (замкнутый топливный цикл).

Наибольшее значение для воспроизводства Я. г. имеют природные изотопы 238U и 232Th, которые при поглощении нейтронов образуют несуществующие в природе изотопы 239Рu и 233U (оборотное Я.Г.). Природный уран в основном состоит из 238U и лишь на 0,714 % по массе из изотопа 235U. Природный торий состоит практически полностью из 232Th. Как исходный материал для воспроизводства Я. г. изотопы 238U и 232Th получили назв. "топливного сырья".

При делении ядер актиноидов выделяется энергия 200 МэВ на один акт деления. Эта энергия распределяется между разлетающимися осколками ядра и возникающими частицами. Ок. 90% энергии (кинетическая энергия осколков и частиц) превращается в тепловую. В результате деления 1 г 235U выделяется 1 МВт энергии. Энергетический эквивалент 1 г плутония соответствует 1 т нефти.

Топливный цикл

Глубина выгорания топлива (отношение кол-ва выгоревшего топлива к нач. кол-ву Рu и U в ТВЭЛах) и соответственно длительность работы ТВС (тепловыделяющей системы) на номинальной мощности ограничены факторами: опасностью выхода из строя ТВЭЛов в результате коррозийного воздействия на оболочку накапливающихся продуктов деления; угрозой недопустимой деформации ТВС при длительном воздействии интенсивных потоков быстрых нейтронов (т. н. вакансионное распухание стали); повышением давления внутри ТВЭЛа из-за накопления газообразных осколков.

Достигнутая средняя глубина выгорания в БН-600 порядка 4%. Это соответствует длительности (кампании) ~ 1,5 лет. Отработавшие ТВС извлекаются для регенерации и последующего возвращения топлива в реактор. Схема круговорота топлива (топливного цикла) представлена на рис. 2. Выдержка отработавшего топлива (в спец. хранилищах) требуется для спада радиоактивности (и соответственно тепловыделения) до уровня, при котором не возникает особых затруднений при регенерации. Время выдержки 3 лет.

Регенерация состоит из химической переработки, при которой происходит очистка от осколков, и изготовления ТВС. Несмотря на предварительную выдержку, радиоактивность топлива остаётся высокой, что требует дистанционного производства в хорошо защищённых (тяжёлых) боксах или каньонах. Изготовление ТВС также дистанционно из-за токсичности Рu, заметной g-активности 241Рu и др. высших изотопов и частично из-за нейтронной активности. Образующийся излишек горючего направляется в новые реакторы.

Теоретические аспекты применения

Металлический уран сравнительно редко используют как ядерное топливо. Его максимальная температура ограничена 660 °C. При этой температуре происходит фазовый переход, в котором изменяется кристаллическая структура урана. Фазовый переход сопровождается увеличением объёма урана, что может привести к разрушению оболочки ТВЭЛов. При длительном облучении в температурном интервале 200--500 °C уран подвержен радиационному росту. Это явление заключается в том, что облучённый урановый стержень удлиняется. Экспериментально наблюдалось увеличение длины уранового стержня в два - три раза.

Использование металлического урана, особенно при температуре больше 500 °C, затруднено из-за его распухания. После деления ядра образуются два осколка деления, суммарный объём которых больше объёма атома урана (плутония). Часть атомов - осколков деления являются атомами газов (криптона, ксенона и др.). Атомы газов накапливаются в порах урана и создают внутреннее давление, которое увеличивается с повышением температуры. За счёт изменения объёма атомов в процессе деления и повышения внутреннего давления газов уран и другие ядерные топлива начинают распухать. Под распуханием понимают относительное изменение объёма ядерного топлива, связанное с делением ядер.

Распухание зависит от выгорания и температуры ТВЭЛов. Количество осколков деления возрастает с увеличением выгорания, а внутреннее давление газа - с увеличением выгорания и температуры. Распухание ядерного топлива может привести к разрушению оболочки ТВЭЛа. Ядерное топливо менее подвержено распуханию, если оно обладает высокими механическими свойствами. Металлический уран как раз не относится к таким материалам. Поэтому применение металлического урана в качестве ядерного топлива ограничивает глубину выгорания, которая является одной из главных характеристик ядерного топлива.

Радиационная стойкость и механические свойства топлива улучшаются после легирования урана, в процессе которого в уран добавляют небольшое количество молибдена, алюминия и других металлов. Легирующие добавки снижают число нейтронов деления на один захват нейтрона ядерным топливом. Поэтому легирующие добавки к урану стремятся выбрать из материалов, слабо поглощающих нейтроны.

К хорошим ядерным топливам относятся некоторые тугоплавкие соединения урана: окислы, карбиды и интерметаллические соединения. Наиболее широкое применение получила керамика - двуокись урана UO2. Её температура плавления равна 2800 °C, плотность - 10,2 г/смі. У двуокиси урана нет фазовых переходов, она менее подвержена распуханию, чем сплавы урана. Это позволяет повысить выгорание до нескольких процентов. Двуокись урана не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах. Основной недостаток керамики - низкая теплопроводность - 4,5 кДж/(м*К), которая ограничивает удельную мощность реактора по температуре плавления. Так, максимальная плотность теплового потока в реакторах ВВЭР на двуокиси урана не превышает 1,4Ч103 кВт/мІ, при этом максимальная температура в стержневых ТВЭЛах достигает 2200 °C. Кроме того, горячая керамика очень хрупка и может растрескиваться.

Плутоний относится к низкоплавким металлам. Его температура плавления равна 640 °C. У плутония плохие пластические свойства, поэтому он почти не поддаётся механической обработке. Технология изготовления ТВЭЛов усложняется токсичностью плутония. Для приготовления ядерного топлива обычно применяются двуокись плутония, смесь карбидов плутония с карбидами урана, сплавы плутония с металлами.

Высокими теплопроводностью и механическими свойствами обладают дисперсионные топлива, в которых мелкие частицы UO2, UC, PuO2 и других соединений урана и плутония размещают гетерогенно в металлической матрице из алюминия, молибдена, нержавеющей стали и др. Материал матрицы и определяет радиационную стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива. Например, дисперсионное топливо Первой АЭС состояло из частиц сплава урана с 9 % молибдена, залитых магнием.

Практическое применение

На АЭС и другие ядерные установки топливо приходит в виде довольно сложных технических устройств - тепловыделяющих сборок (ТВС), которые, в зависимости от типа реактора, загружаются непосредственно во время его работы на место выгоревших ТВС, или заменяют отработавшие сборки большими группами во время ремонтной кампании. В последнем случае при каждой новой загрузке меняется чаще всего треть топлива и полностью изменяется его расстановка в активной зоне реактора, наиболее выгоревшие сборки с топливом, из центра активной зоны, выгружаются, на их место ставится вторая треть сборок, со средним выгоранием и расположением. На их место в свою очередь ставятся наименее выгоревшие ТВС, с периферии активной зоны; в то время как на периферию загружается свежее топливо. Такая схема перестановки топлива является традиционной и обусловлена многими причинами, например стремлением обеспечить равномерное энерговыделение в топливе и максимальный запас до кризиса теплообмена воды на оболочках ТВЭЛ.

Описание загрузки ядерного топлива в активную зону реактора, данное выше, всё же является весьма условным, позволяющим иметь общее представление об этом процессе. На самом деле загрузка топлива осуществляется сборками с различными степенями обогащения топлива и её предваряют сложнейшие ядерно-физические расчёты конфигурации активной зоны реактора в специализированном программном обеспечении, которые совершаются на годы вперёд и позволяют планировать топливные и ремонтные кампании для увеличения показателей эффективности работы АЭС, например КИУМа. Кроме того, если конфигурация топлива не будет удовлетворять определённым требованиям, важнейшими из которых являются различные коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне, реактор не сможет работать вовсе или будет неуправляемым. Кроме различной степени обогащения разных ТВС применяются другие решения для обеспечения нужной конфигурации активной зоны и стабильности её характеристик в течение топливной кампании. Например ТВС, в которых вместо некоторых ТВЭЛов содержатся поглощающие элементы (ПЭЛы), которые компенсируют изначальную избыточную реактивность свежего топлива, выгорают в процессе работы реактора и по мере использования топлива всё меньше влияют на его реактивность, что в итоге выравнивает по времени величину энерговыделения на протяжении всего срока работы тепловыделяющей сборки. В настоящий момент в топливе промышленных водо-водяных реакторов во всём мире практически перестали использовать ПЭЛы с борным поглотителем, долгое время являвшимися почти безальтернативными элементами, и перешли на более прогрессивный способ - внесение с теми же целями гадолиниевый выгорающий поглотитель непосредственно в топливную матрицу, этот способ имеет много важных преимуществ.

После выгрузки из активной зоны реактора отработанного топлива его помещают в специальный бассейн выдержки, обычно располагающийся в непосредственной близости от реактора. Дело в том, что в отработавших ТВС содержится большое количество осколков деления урана: сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем содержит 300000 Кюри радиоактивных веществ, которые выделяют энергию 100 КВт. За счёт этой энергии использованное ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур без принятия специальных мер. Недавно выгруженное топливо может разогреться на воздухе примерно до 300 °C и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающим персонал от ионизирующего излучения продуктов распада урана. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточных энерговыделений, обычно через 3 года, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки.

Риск и проблемы

Любое производство - будь то текстильная фабрика с её машинами и шумами, металлургический комбинат с повышенной загазованностью воздуха, трактор на пашне приносит человеку определённую пользу и определённый вред. Если теплоэлектростанция вынуждает нас вдыхать двуокись серы, оксиды азота, углекислый газ, аэрозоли и так далее, то на атомной станции вред может приносить облучение, которым сопровождается процесс деления ядер, и некоторые продукты деления, образование которых связано с работой установки.

В каждой отрасли промышленности защите человека от вредного воздействия шумов, газов и т.д. уделяется серьёзное внимание. Отводится огромная роль профилактике по предупреждению возможных тяжёлых заболеваний и травм. В атомной энергетике защите от вредных воздействий по сравнению с другими производствами уделяется просто громадное внимание. Тем не менее, к атомной энергетике у многих людей особенно настороженное отношение.

Вот примерный перечень тех опасений и тревог, которые связывают с топливным циклом работающих атомных станций:

1 - тепловое загрязнение окружающей среды;

2 - разработка месторождений урана, повышенная радиоактивность в этих районах;

3 - обычная утечка радиоактивности в одной из цепочек цикла;

4 - переработка и ликвидация радиоактивных отходов;

5 - транспортировка отходов от станции к месту захоронения;

6 - изготовление террористами атомной бомбы;

7 - аварии реакторов;

8 - распространение ядерных технологий.

Наиболее важной проблемой в настоящее время является консервация блоков, которые отработали свой срок. Тот факт, что увеличивают срок эксплуатации реакторов, говорит о том, что стране экономически не выгодно выводить из строя энергетические мощности.

Крупные аварии на ядерных реакторах, трудности с утилизацией накапливающихся отходов при работе АЭС и радиохимических производств во всем мире, сделали атомную энергетику, по мнению общественности во всем мире, экологически небезопасной. В сознание человечества внедряется утверждение о безысходности с обезвреживанием облученного ядерного топлива и радиоактивных отходов, о неизбежности загрязнения радиоактивными изотопами поверхности Земного шара с неизбежностью миграции радионуклидов по биологическим цепочкам, включающим организм человека.

Ясно одно, что каждый человек, занятый в производстве атомной энергии, должен понимать свою ответственность за качество и безопасность работ на доверенном ему участке.

Переработка и хранение

Выгоревшие тепловыделяющие элементы - твэлы, только что извлеченные из реактора (конечно, с помощью дистанционных манипуляторов), содержат высокоактивные изотопы. Работать с таким материалом очень опасно. Поэтому твэлы прежде всего направляют в бассейн выдержки - (хранилище), имеющейся при каждой АЭС. Там они проводит от 3 до 10 лет, пока не распадутся короткоживущие нуклиды. После этого активность отработавшего ядерного топлива определяется продуктами деления (ПД) с большим временем распада. Среди них главный вклад вносят стронций - 90 (период полураспада Т=29,2 года), криптон - 85 (10,8 года), технеций - 99 (213тыс. лет) и цезий - 137 (28,6 года). А кроме долгоживущих ПД, остаются еще и трансурановые элементы - актиноиды: нептуний, плутоний, америций, кюрий; все они, как известно, радиоактивны, с очень большими периодами полураспада (десятки и сотни тысяч лет). И хотя за 10 лет после выгрузки активность содержимого твэлов уменьшается примерно в 10 раз по сравнению с той, что была через полгода, она и тогда составляет 325 тыс. кюри на тонну. После выдержки в бассейне отработавшее топливо перевозят на радиохимический завод для извлечения оставшегося урана, а также плутония. Для этого, как правило, используется технология водного растворения, и в результате почти все РАО становятся жидкими. Долго держать их в таком виде, даже в специальных емкостях, рискованно. Ведь за счет оставшихся радионуклидов эти жидкости постоянно нагреваются.

Активность РАО станет пренебрежимо малой, если снизится, по крайней мере, на шесть порядков по сравнению с начальной. Легко подсчитать, что через 10 периодов полураспада она уменьшится в 1024 раза, а через 20 Т - еще во столько же раз. Это означает, что, например, стронций и цезий следует хранить в контролируемых условиях 300 - 600 лет. Такие огромные сроки не могут не вызвать сомнений - ситуация в столь отдаленном будущем представляется слишком неопределенной. Не смотря на сложность и дороговизну переработки и хранения, проблему РАО нельзя считать решенной окончательно. Не говоря уж о том, что не достигнута полной безотходности или замкнутости цикла, главным методом обезвреживания опасных продуктов остается ожидание их самопроизвольного распада.

Три категории отходов

" Мусор" типа В, который тоже имеет малый период полураспада и обладает малой радиоактивностью.

Отходы категории С наиболее опасные - в них таится 95% общей радиоактивности.

Вопрос о хранении РАО первого типа практически решен. Ведь, собственно говоря, речь идет о таких компонентах, как фильтры, детали систем охлаждения и т.п., которые не имеют собственной радиоактивности - только наведенную. Излучение таких блоков сравняется с естественным фоном "всего лишь" через три столетия, в течение которых, требуется серьезное наблюдение.

Отходы типов В и С образуются непосредственно при выработке электроэнергии на АЭС. Когда заложенный в реактор оксид урана через три - четыре года извлекают как отработанное топливо, в нем содержится еще 95,5% урана и только 3,5% продуктов распада; кроме того, уран - 238, поглощая нейтроны, превращается в плутоний (1%) или другой элемент семейства актиноидов с большей, чем у урана атомной массой.

Что же с ними делать?

Можно оставить все как есть, - заключенное в упаковку отработанное топливо хранится в траншеях, ожидая окончательного складирования. Сортируют топливо на специальных заводах, который после сложных химических и механических операций выдает уран, плутоний и… бетонные и стеклянные блоки.

Они начинены отходами класса С, размолотыми в порошек, утрамбованными и смешанными с компонентами стекла на молекулярном уровне. Блоки хранятся на заводе в вентилируемых колодцах.

Отходы класса В - топливо и отбросы повторной переработки - помещают в металлические футляры, а потом замуровывают в бетон. Если применить прессование под давлением, то объем отходов можно уменьшить в 4 раза.

Хранение отходов типа В и С из-за долгого периода полураспада нельзя оставить на поверхности земли, придется ждать не три сотни, а сотни тысяч лет, до их безопасного состояния.

После продолжительных дебатов ученых (в некоторых Европейских странах) было решено хранить отходы в толще геологических слоев, дабы надежно укрыть их на тысячелетия от внешних повреждений (эрозия, землетрясения, климатические изменения), и антропогенных.

Несколько слов о транспортировке ОЯТ. Сам этот термин вызывает только отрицательные эмоции у экологов, "зеленых", многих политиков. Выгруженное из реакторов ОЯТ транспортируется на переработку или постоянное хранение только после определенной выдержки. В России этот срок равняется 3 годам и определяется минимальным временем, необходимым для охлаждения ТВС и значительного уменьшения уровня радиоактивности. Транспортировка ОЯТ необходима для его доставки из временного хранилища непосредственно на перерабатывающий завод или в долговременное хранилище. Эта операция во всем мире проводится тремя видами транспорта - автомобильным, железнодорожным и водным. Вне зависимости от вида транспортировки ОЯТ главным условием этого процесса является безопасность, то есть изоляция ОЯТ от окружающей среды (биосферы), в том числе и в случае какого-либо транспортного происшествия.

Надежная изоляция ОЯТ от окружающей среды осуществляется путем его размещения в специально созданных конструкциях - упаковочных комплектах в виде контейнеров. Конструкция контейнеров обеспечивает сохранность ОЯТ не только при нормальных условиях, но и в экстремальных случаях. Прежде чем запустить контейнеры в производство, они проходят всесторонние и притом чрезвычайно жесткие испытания. В результате применяемые для транспортировки ОЯТ контейнеры выдерживают падение с высоты трехэтажного дома, а также температуру в 600°С, не нарушая при этом герметичности и не создавая угрозы безопасности людям и окружающей среде. Многочисленные испытания контейнеров, а также проводившиеся в последнее время учения подтвердили абсолютную надежность и безопасность транспортировки отработавшего ядерного топлива. Сегодня перевозка ОЯТ с АЭС, например, на завод РТ-2 проводится железнодорожным транспортом в специальных вагонах с горизонтальным расположением в них контейнеров, в которые в зависимости от модели входит до нескольких десятков тепловыделяющих сборок. Способ транспортирования и конструкция существующих контейнеров отвечают всем требованиям: "Основных правил безопасности и физической защиты при перевозке ядерных материалов". Эти правила составлены в соответствии с рекомендациями МАГАТЭ, а в некоторых отношениях они даже более строги.

Заключение