diplom (709881), страница 6
Текст из файла (страница 6)
В Франції один завод потужністю 400 тонн у рік по переробці металевого палива від реакторів з газовим охолодженням працює в Марселі. У Ла Гаазі з 1976 року відбувається переробка оксидного палива, і в даний час тут експлуатується два заводи потужністю по 800 тонн у рік. Індія має завод по переробці оксидного палива з продуктивністю 100 тонн у рік Японія будує великий завод у Рокакошо, хоча велика частина вичерпаного палива, повторно обробляється в Європі (це складає всього 100 тонн у рік). Росія має завод по переробці оксидного палива в Челябінську потужністю 400 тонн у рік.
Після переробки відновлений уран дозбагачується і відправляється на підприємство по виготовленню свіжого реакторного палива. Плутоній же повинен пройти технологічний цикл по виготовленню змішаного оксидного палива на спеціальному заводі, що часто інтегрується з переробним підприємством. В Франції, наприклад, для того щоб уникнути створення не використовуваних запасів плутонію, вихід продукції переробного підприємства строго погоджений із завантаженням потужностей заводу по виготовленню оксидного палива. Якщо плутоній зберігається протягом декількох років, то в ньому збільшується рівень вмісту, ізотопу Америцію-241, який створює труднощі при виробництві оксидного палива через підвищення рівня гама випромінювання.
Таблиця 5
Обсяг виробництва змішаного оксидного палива (т/рік)
| Рік: | 1998 | 2005 |
| Бельгія і Франція | 175 | 195 |
| Японія | 10 | 100 |
| Росія | - | 60 |
| Великобританія | 8 | 120 |
| Усього для легко-водяних реакторів | 193 | 475 |
Нові заводи, передбачені для введення в лад до 2005 року, знаходяться в стадії будівництва. За прогнозами МАГАТЕ їхня потужність до 2005 року складе від 430 до 610 тонн у рік.
Високорівневі відходи після переробки
Незважаючи на малі кількості, високорівневі відходи, що виникають після переробки відпрацьованого ядерного палива, вимагають великої обережності в звертанні, розміщенні і збереженні, тому що вони містять продукти розподілу і деяких трансуранових елементів, що активно випускають альфа, бета і гамма-випромінювання, а також виділяють багато теплоти. Теплота виділяється, головним чином, від продуктів розпаду. Такі матеріали звичайно називають "ядерними відходами".
На кожного з нас щорічно приходиться, приблизно, по 20 мл високорівневих відходів від переробки. Після остекловування чи бітумування їх кількість займає об’єм не більше одного кубічного сантиметра.
Рідкі відходи, створені на переробних заводах, тимчасово зберігаються в охолоджуваних, багатостінних резервуарах з нержавіючої сталі, усередині залізобетонних захисних корпусів. Їх необхідно потім перетворити в компактні, хімічно інертні тверді частки перед остаточним похованням.
Досягається це за допомогою процедури, що називається остекловування. Використання, так називаного, Австралійського "синтетичного каменю" (синрок) є найкращим способом для ізоляції відходів, але це, однак, поки не одержало широкого застосування в ядерній енергетиці.
Технології на заводах по остекловуванню засновані на "кальцинуванні" відходів (випарюванні до одержання сухого порошку) з наступним перемішуванням у боросилікаті. Розплавлена скляна маса, змішана із сухими відходами, поміщається у великі резервуари, виготовлені з нержавіючої сталі і вміщають до 400 кг продукту. Кришка резервуара надійно приварюється. Щорічні відходи від експлуатації одного реактора потужністю 1000 Мвт містяться в 5 тоннах такої скляної маси (це приблизно дванадцять резервуарів висотою 1,3 метри кожний і діаметром 0,4 метри). У Великобританії, наприклад, вони зберігаються в бункерах глибоко під землею у вертикальному положенні.
Описані процеси були розроблені і перевірені на досвідчених заводах у 1960-их роках. До 1966 року кілька тонн високорівневих відходів від повторно обробленого палива були остекловані у Великобританії в Хоруіллі, однак дослідження були тоді припинені як непріоритетні через недостатню кількість високорівневих відходів. Високотемпературні випробування остеклованої маси показали, що вона залишається нерозчинною навіть у випадку фізичного руйнування скла. Подібні результати були отримані і на Французьких підприємствах по остекловуванню відходів між 1969 і 1972 роками.
Остекловування високорівневих радіоактивних відходів вперше одержало індустріальні масштаби у Франції з 1978 року. Сьогодні такі роботи проводяться на п'ятьох підприємствах у Бельгії, Франції і Великобританії з продуктивністю до 1000 тонн остеклованих відходів у рік.
Остекловані відходи зберігають протягом деякого часу перед остаточним довгостроковим розміщенням, дозволяючи зменшитися радіоактивності і виділюваній теплоті. Узагалі говорячи, чим довше такий матеріал буде витриманий перед похованням, тим менше проблем з ним буде потім. У залежності від використовуваних методів розміщення, інтервал між вивантаженням палива з реактора й остаточним похованням остеклованих відходів може складати 50 років.
Обробка таких матеріалів вимагає обов'язкового використання спеціальних заходів, що гарантують безпеку персоналу. Як і у всіх виробництвах, де присутнє гамма-випромінювання, найпростіший і дешевий спосіб запобігання – це дистанція (збільшення відстані до джерела випромінювання в десять раз зменшує експозиційну дозу до одного відсотка).
Мал. 5. Ізоляція високоактивних відходів. Такі покриті емаллю боросилікатні капсули, виготовляються на заводі по остекловуванню відходів у Великобританії починаючи з 1960-их років. У такій капсулі міститься матеріал, хімічно ідентичний високорівневим відходам, після переробки відпрацьованого ядерного палива.
Для транспортування високорівневих відходів (або відпрацьованих паливних зборок) використовуються спеціальні міцні контейнери. Вони розроблені таким чином, що витримують усі можливі аварійні ситуації, зберігають свою цілісність і захищають від радіоактивного випромінювання. У ситуаціях, при яких такі контейнери були залучені в серйозні інциденти, вони жодного разу не створили ніякої небезпеки радіоактивного забруднення. Високі вимоги, пропоновані до конструкцій таких контейнерів, роблять практично неможливим їхнє ушкодження навіть з використанням вибухових речовин і тому вони зовсім непривабливі для спроб терористичного нападу.
Розміщення і збереження відпрацьованого палива
Принцип прямого поховання відпрацьованого ядерного палива прийнятий у США, Швеції, хоча в останньому випадку передбачається його відновлення в майбутньому. З 1988 року Швеція має діюче централізоване сховище для відпрацьованого ядерного палива ємкістю 5000 тонн. Відпрацьоване паливо відправляється на це сховище після, приблизно, їхнього річного збереження в реакторах у басейнах витримки. У Швеції для охолодження і захисту від іонізуючих випромінювань відпрацьоване паливо буде зберігатися під водою протягом, приблизно, сорока років. До 2020 року це сховище буде цілком заповнено, і до цього часу повинно бути готове нове сховище для остаточного поховання, хоча вже сьогодні будуються і трохи більше ємкості.
У той час як виділені високоактивні відходи остекловують для додання їм фізичної стійкості від руйнування, відпрацьоване паливо призначене для прямого розміщення і збереження, завжди виготовляється в дуже стійкій керамічній формі UO2. При безпосередній роботі з відпрацьованим ядерним паливом чи відходами, що витягаються з нього, важлива роль належить ступеню їхнього охолодження і радіоактивного розпаду. Через сорок років після вивантаження палива з реактора, у ньому залишається менше однієї тисячної частки початкового рівня радіоактивності, і з таким матеріалом набагато легше звертатися. Ця особливість відрізняє відходи атомної промисловості від хімічних відходів, що завжди залишаються небезпечними. Чим більш тривалому терміну збереження піддаються відходи атомної промисловості, тим менш небезпечними вони стають, і тим більш простіше їх піддавати наступній обробці.
У США усе відпрацьоване паливо зберігається в місці розташування реактора і в даний час це є частиною паливного циклу. Надалі відпрацьоване паливо переміщають з басейнів витримки чи сухих сховищ на державні склади проміжного збереження. Тут відпрацьоване паливо очікує свого остаточного поховання. Замовники цих операцій по збереженню і розміщенню відпрацьованого палива оплачують додатково, приблизно, 0.1 цента за кіловат година витраченої електроенергії на ці процедури. До кінця 1999 року ці витрати склали майже 16 мільярдів доларів США.
Розміщення і збереження остеклованих відходів
Незалежно від того чи остекловані високоактивні відходи після переробки або вони знаходяться у відпрацьованих паливних зборках, з ними, у кінцевому рахунку, необхідно розпорядитися самим безпечним чином. На додаток до концепцій безпеки, застосовуваним до ядерного паливного циклу, це означає, що після поховання відходи не повинні піддаватися яким-небудь додатковим процедурам. Хоча кінцеве розміщення високоактивних відходів не буде відбуватись ще протягом декількох найближчих років, але всі приготування вже зроблені з урахуванням природних умов збереження і кількості таких відходів.
Кінцеве розміщення високоактивних відходів повинно здійснюватися з дуже високими гарантіями безпеки. Питання в тім, наскільки ми можемо бути упевнені в довгостроковій безпеці, до того як це не почато у великих масштабах? Очевидно, що високий рівень довіри може бути досягнутий на основі продовження ретельних наукових і проектних досліджень, що здійснюються в даний час. Розв'язувані задачі при цьому не є ні дуже великими, ні винятково складними.
По-перше, виділені радіоактивні відходи (чи відпрацьоване ядерне паливо) знаходяться в стійкій і нерозчинній формі. По-друге, вони містяться в масивних посудах, виготовлені з нержавіючої сталі, або корозійностійкі резервуари (наприклад, сталеві чи мідні). По-третє, вони геологічно ізолюються.
З приведених даних можна зробити два важливих висновки. Перший полягає в тому, що ступінь радіаційної небезпеки зменшується в тисячу разів за період часу від 10 до 1000 років, з відносно невеликою наступною зміною. Це зв'язано з тим, що майже всі короткоживучі продукти розпаду розпадаються за цей час до незначних концентрацій.
Їхня концентрація стає менше малих кількостей дуже важких "трансуранових" елементів типу америцію і нептунію, що мають набагато більші періоди напіврозпаду. Хоча проміжок часу в тисячу років досить великий з погляду людського життя, проте, розміщення таких матеріалів повинно здійснюватися в стійких геологічних формуваннях, де геологічний час стає більш значимим фактором. Навіть час, необхідний для розпаду плутонію, малий в порівнянні з геологічними масштабами часу.
Другий висновок полягає в тому, що відносна радіоактивність відходів через 1000 років стає майже таким же, як і активність відповідної кількості уранової руди. При цьому, токсичні компоненти уранової руди виходять на поверхню землі, попадають у людський організм через їжу. Остекловані ж відходи, що зберігаються глибоко під землею (до кілометра нижче рівня моря), у стійких геологічних утвореннях, не мають ніякого мислимого шансу потрапити в організм людини. Тільки це не означає, що поверхневі поклади урану небезпечні, тому що кількість, речовини яке попадає в організм, дуже мала.
Більшість країн, що мають власні ядерні програми, здійснюють пошук і досліджують місця для розміщення відходів. Ціль цієї роботи – знайти такі місця розміщення, що мали б безліч бар'єрів до поверхні землі. Деякі з бар'єрів, як природні, так і штучні, складаються з:
-
Нерозчинної форми відходів (скло, "синрок" або UO2 ).
-
Герметичного збереження в корозійно-стійких ємностях.
-
Бетонування відходів для виключення впливу на них ґрунтових вод і можливих руйнувань при переміщеннях земної кори.
-
Розміщення глибоко під землею (на глибині більш 500 метрів) у стабільних геологічних структурах.
Для такого розміщення відходів вивчаються два типи геологічних порід – тверді кристалічні скельні породи і поклади кам'яної солі. Такі місця існують в деяких країнах, і в даний час здійснюється їхня детальна оцінка. Більшість підходів припускають використання звичайної гірничодобувної техніки для будівництва необхідних підземних шахт. Вони повинні мати досить площі для розміщення резервуарів у відділених друг від друга порожнинах на різних рівнях чи якось інакше. Одне їх таких підземних сховищ діє в США, але воно призначено для збереження довгоживучих відходів воєнної промисловості.
Питання геологічної стабільності земних порід дуже важливий для забезпечення довгострокової цілісності сховища відходів. На землі існує багато геологічних структур, що стійкі вже протягом більш 4,5 мільярдів років, і ймовірність зсувів порід протягом періоду збереження (а це більш тисячі років) у таких місцях близька до нуля.
Можна порівняти токсичність відходів атомної промисловості з отруйними відходами і газами, що виникають на сучасних індустріальних підприємствах щодня. Миш'як, наприклад, звичайно розповсюджується в навколишнім середовищі в складі гербіцидів і в обробленій деревині. На відміну від відходів атомної промисловості він має нескінченний термін токсичності. Далі, барій і хлор, що досить широко використовується. З огляду на їхні реальні кількості, можна стверджувати, що вони представляють набагато більшу небезпеку, ніж відходи атомної промисловості.
Можна стверджувати, що прийде час, коли збереження високоактивних відходів буде зовсім безпечним. Радіоактивні відходи, хоча і дуже токсичні в момент своєї появи, але, по-перше, їхня кількість мала, а по-друге, вони не більш небезпечні, ніж інші матеріали.
Хоча сьогодні кожна країна відповідальна за збереження і переробку своїх власних відходів усіх видів, проте, розглядається можливість створення міжнародного сховища відходів атомної промисловості. Австралія – це одна з деяких країн, у якій існують дуже сприятливі геологічні умови для створення такого підприємства.
Природний аналог: Окло
Хоча високоактивні відходи сучасної ядерної енергетики ще не зберігалися настільки довго, щоб спостерігати результати такого збереження, цей процес фактично уже відбувався в природних умовах, принаймні, в одному місці на земній кулі. У містечку Окло в Габону (на заході Африки), біля двох мільярдів років тому, принаймні, 17 природних ядерних реакторів почали працювати в багатій покладами уранової руди місцевості. Кожний з них мав, приблизно, по 20 кВт тепловій потужності. У той час концентрація урану-235 у природному урані складала, приблизно, 3,7 % (замість 0,7 відсотків сьогодні).
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
