Traitement des déchets nucléaires dans le monde. Comment le combustible nucléaire usé est-il stocké et, surtout, pourquoi ? Quand s'est posé le problème de la gestion du SNF ?

Les déchets nucléaires et les déchets de combustible nucléaire sont deux concepts complètement différents. Les deux sont éliminés de différentes manières. Il convient de noter que le problème de l'élimination des déchets de combustible nucléaire n'est pas aigu, car il existe aujourd'hui des mécanismes pour leur traitement en vue d'une utilisation ultérieure.

Qu'est-ce qu'un déchet de combustible nucléaire

Ce sont des éléments combustibles. Ils contiennent des restes de combustible nucléaire et d'autres composants. Les entreprises industrielles traitent la substance en utilisant des mécanismes spéciaux. Ainsi, les déchets redeviennent un combustible à part entière utilisé pour alimenter les installations nucléaires de tout type (centrales nucléaires, sous-marins, industrie).

Une image complètement différente avec les déchets nucléaires. Il n'existe aujourd'hui aucun mécanisme pour leur traitement. En fait, seul le recyclage est possible. Mais ce processus a déjà des nuances que l'humanité n'a pas été en mesure de résoudre jusqu'à présent.

Types de déchets

Il existe plusieurs types de déchets de ce type :

• dur;
• liquide;
• éléments des installations nucléaires.

Chaque type de déchet est éliminé à sa manière. Ainsi, les solides sont brûlés, puis les cendres sont mélangées avec du ciment. Les plaques résultantes sont stockées dans des installations de stockage spéciales. Les liquides sont évaporés, conditionnés dans des conteneurs prévus à cet effet et enfouis dans le sol. Le processus de recyclage des composants élémentaires des installations nucléaires est beaucoup plus compliqué.

Il s'avère que les déchets de combustible nucléaire sont beaucoup plus utiles pour l'humanité ? Exactement. Il existe de nombreux domaines de l'activité humaine où les déchets recyclés sont utilisés. Ce:

• industrie de l'armement;
• la médecine;
• Agriculture;
• fabrication et ainsi de suite.

Partout dans le monde, il y a une interdiction d'importer des déchets nucléaires dans le pays. Cependant, compte tenu du processus de leur élimination, une question naturelle se pose : où stocker les conteneurs avec eux ? Après tout, il faut de très grandes parcelles de terrain pouvant servir de "cimetière" pour les déchets de l'industrie nucléaire.

Malgré les interdictions existantes, de nombreux pays du "tiers monde" acceptent d'allouer leurs propres terres à l'élimination des conteneurs de déchets. Naturellement, pas gratuitement. Jusqu'à présent, une telle loyauté sauve la situation, mais que se passera-t-il ensuite lorsque ces zones seront simplement remplies à pleine capacité ?

Incroyablement, il n'y a toujours pas de solution à ce problème. Les scientifiques d'aucun pays n'ont encore trouvé d'opportunités pour l'élimination d'autres déchets, ce qui est extrêmement alarmant et inquiétant pour l'humanité. Cependant, les gens modernes se rapportent à cette question à peu près comme suit : "assez pour ma vie, et puis ce n'est pas mon problème." Complètement myope et téméraire, mais sur ce moment il n'y a pas d'outils pour changer la situation avec l'élimination et le traitement des déchets nucléaires.

Problèmes de stockage du combustible nucléaire

Bien que l'élimination du combustible nucléaire ne déconcerte pas trop l'humanité, une autre question se pose : comment stocker les déchets de manière sûre et fiable ? La substance usée est sujette à "récupération", cependant, avant que cela ne se produise, les déchets doivent être stockés quelque part, il est nécessaire de les transporter. Tous ces processus sont associés à une menace réelle pour l'environnement et, bien sûr, pour l'homme.

En 1998, les autorités russes ont adopté une loi autorisant l'importation de déchets de combustible nucléaire pays étrangers. La possibilité de recevoir du combustible usé pour son traitement ultérieur en Russie et son exploitation a incité les députés à prendre une telle décision. Naturellement, le coût des matières premières serait très rentable pour le budget de la Fédération de Russie. Selon certains calculs, l'obtention de déchets de cette manière est beaucoup moins chère que la production propre de combustible nucléaire.

A cette époque, la loi n'a pas été adoptée, mais il y a encore des discussions actives sur l'opportunité de son adoption. D'une part, il est économiquement bénéfique pour le pays. D'autre part, cela nécessite l'organisation et l'équipement d'installations de stockage fiables, ainsi qu'une approche compétente des processus de transport. Ce sont les seuls "limiteurs" qui ne vous permettent pas de décider d'une telle démarche. Toutes les installations de traitement du combustible nucléaire usé sont disponibles dans le pays.

Pour le moment, une décision à ce sujet est en attente. Cependant, cela peut être considéré comme une tendance positive. Car il est agréable que les dirigeants pensent néanmoins non seulement à la rentabilité d'une telle entreprise, mais également aux éventuelles conséquences négatives pour la population russe.

Le combustible nucléaire est le matériau utilisé dans les réacteurs nucléaires pour effectuer une réaction en chaîne contrôlée. Il est extrêmement énergivore et dangereux pour l'homme, ce qui impose un certain nombre de restrictions à son utilisation. Aujourd'hui, nous allons découvrir ce qu'est un combustible de réacteur nucléaire, comment il est classé et produit, où il est utilisé.

Le déroulement de la réaction en chaîne

Lors d'une réaction nucléaire en chaîne, le noyau est divisé en deux parties, appelées fragments de fission. Dans le même temps, plusieurs (2-3) neutrons sont libérés, ce qui provoque par la suite la fission des noyaux suivants. Le processus se produit lorsqu'un neutron pénètre dans le noyau de la substance d'origine. Les fragments de fission ont une énergie cinétique élevée. Leur décélération dans la matière s'accompagne du dégagement d'une énorme quantité de chaleur.

Les fragments de fission, ainsi que leurs produits de désintégration, sont appelés produits de fission. Les noyaux qui fissionnent avec des neutrons de n'importe quelle énergie sont appelés combustible nucléaire. En règle générale, ce sont des substances avec un nombre impair d'atomes. Certains noyaux fissionnent uniquement par des neutrons dont l'énergie est supérieure à un certain seuil. Ce sont principalement des éléments avec un nombre pair d'atomes. De tels noyaux sont appelés matières premières, car au moment de la capture des neutrons par le noyau seuil, des noyaux combustibles se forment. La combinaison de combustible et de matière première est ainsi appelée combustible nucléaire.

Classification

Le combustible nucléaire est divisé en deux classes :

1. uranium naturel. Il contient des noyaux d'uranium 235 fissiles et de l'uranium 238, une matière première capable de former du plutonium 239 lors de la capture de neutrons.
2. Combustible secondaire introuvable dans la nature. Il comprend entre autres du plutonium-239, qui est obtenu à partir du combustible du premier type, ainsi que de l'uranium-233, qui se forme lors de la capture de neutrons par des noyaux de thorium-232.

Du point de vue composition chimique, il existe de tels types de combustible nucléaire:

1. Métal (y compris alliages);
2. Oxyde (par exemple, UO 2);
3. Carbure (par exemple PuC 1-x);
4. mixte;
5. Nitrure.

TVEL et téléviseurs

Le combustible des réacteurs nucléaires est utilisé sous forme de petites pastilles. Ils sont placés dans des éléments combustibles hermétiquement scellés (TVEL) qui, à leur tour, sont regroupés en plusieurs centaines d'assemblages combustibles (FA). Le combustible nucléaire est soumis à des exigences élevées en matière de compatibilité avec la gaine des crayons combustibles. Il doit avoir une température de fusion et d'évaporation suffisante, une bonne conductivité thermique et ne pas augmenter considérablement de volume sous irradiation neutronique. La fabricabilité de la production est également prise en compte.

Application

Les centrales nucléaires et autres installations nucléaires reçoivent du combustible sous forme d'assemblages combustibles. Ils peuvent être chargés dans le réacteur aussi bien pendant son fonctionnement (à la place des assemblages combustibles calcinés) que pendant la campagne de réparation. Dans ce dernier cas, les assemblages combustibles sont changés par grands groupes. Dans ce cas, seul un tiers du carburant est complètement remplacé. Les assemblages les plus calcinés sont déchargés de la partie centrale du réacteur, et les assemblages partiellement calcinés qui se trouvaient auparavant dans des zones moins actives sont remis à leur place. En conséquence, de nouveaux assemblages combustibles sont installés à la place de ces derniers. Ce schéma de réarrangement simple est considéré comme traditionnel et présente un certain nombre d'avantages, dont le principal est d'assurer une libération d'énergie uniforme. Bien sûr, il s'agit d'un schéma conditionnel qui ne donne que des idées générales sur le processus.

Extrait

Après avoir retiré le combustible nucléaire usé du cœur du réacteur, il est envoyé dans la piscine de combustible usé, qui, en règle générale, est située à proximité. Le fait est que les assemblages combustibles usés contiennent une énorme quantité de fragments de fission d'uranium. Après déchargement du réacteur, chaque élément combustible contient environ 300 000 curies de substances radioactives, libérant 100 kWh d'énergie. De ce fait, le carburant s'échauffe et devient hautement radioactif.

La température du carburant récemment déchargé peut atteindre 300°C. Par conséquent, il est conservé pendant 3 à 4 ans sous une couche d'eau dont la température est maintenue dans la plage établie. Comme le combustible est stocké sous l'eau, la radioactivité du combustible et la puissance de ses émissions résiduelles diminuent. Environ trois ans plus tard, l'auto-échauffement des assemblages combustibles atteint déjà 50 à 60 °C. Ensuite, le combustible est retiré des piscines et envoyé pour traitement ou élimination.

Uranium métallique

L'uranium métallique est relativement rarement utilisé comme combustible pour les réacteurs nucléaires. Lorsqu'une substance atteint une température de 660°C, une transition de phase se produit, accompagnée d'une modification de sa structure. En termes simples, l'uranium augmente de volume, ce qui peut entraîner la destruction de l'élément combustible. Dans le cas d'une irradiation prolongée à une température de 200 à 500°C, la substance subit une croissance par rayonnement. L'essence de ce phénomène est l'allongement de la tige d'uranium irradié de 2 à 3 fois.

L'utilisation d'uranium métallique à des températures supérieures à 500°C est difficile en raison de son gonflement. Après la fission du noyau, deux fragments se forment dont le volume total dépasse le volume du même noyau. Une partie des fragments de fission est représentée par des atomes de gaz (xénon, krypton, etc.). Le gaz s'accumule dans les pores de l'uranium et forme une pression interne qui augmente avec la température. En raison de l'augmentation du volume des atomes et de l'augmentation de la pression du gaz, le combustible nucléaire commence à gonfler. Ainsi, cela fait référence au changement relatif de volume associé à la fission nucléaire.

La force de gonflement dépend de la température des crayons combustibles et de la combustion. Avec une augmentation de la combustion, le nombre de fragments de fission augmente, et avec une augmentation de la température et de la combustion, la pression interne des gaz augmente. Si le carburant a des propriétés mécaniques plus élevées, il est moins sujet au gonflement. L'uranium métallique ne fait pas partie de ces matériaux. De ce fait, son utilisation comme combustible pour les réacteurs nucléaires limite la profondeur de combustion, qui est l'une des principales caractéristiques d'un tel combustible.

Les propriétés mécaniques de l'uranium et sa tenue aux radiations sont améliorées par dopage du matériau. Ce processus implique l'ajout d'aluminium, de molybdène et d'autres métaux. Grâce aux dopants, le nombre de neutrons de fission nécessaires par capture est réduit. Par conséquent, des matériaux qui absorbent faiblement les neutrons sont utilisés à ces fins.

Composés réfractaires

Certains composés réfractaires de l'uranium sont considérés comme de bons combustibles nucléaires : les carbures, les oxydes et les composés intermétalliques. Le plus courant d'entre eux est le dioxyde d'uranium (céramique). Son point de fusion est de 2800°C et sa masse volumique est de 10,2 g/cm 3 .

Étant donné que ce matériau n'a pas de transitions de phase, il est moins sujet au gonflement que les alliages d'uranium. Grâce à cette caractéristique, la température de combustion peut être augmentée de plusieurs pour cent. Sur le hautes températures la céramique n'interagit pas avec le niobium, le zirconium, l'acier inoxydable et d'autres matériaux. Son principal inconvénient est sa faible conductivité thermique - 4,5 kJ (m * K), qui limite la puissance spécifique du réacteur. De plus, la céramique chaude a tendance à se fissurer.

Plutonium

Le plutonium est considéré comme un métal à bas point de fusion. Il fond à 640°C. En raison de mauvaises propriétés plastiques, il ne se prête pratiquement pas à l'usinage. La toxicité de la substance complique la technologie de fabrication des crayons combustibles. Dans l'industrie nucléaire, des tentatives ont été faites à plusieurs reprises pour utiliser le plutonium et ses composés, mais elles n'ont pas abouti. Il n'est pas pratique d'utiliser du combustible pour les centrales nucléaires contenant du plutonium en raison de la diminution d'environ 2 fois de la période d'accélération, qui n'est pas conçue pour les systèmes de contrôle de réacteur standard.

Pour la fabrication de combustible nucléaire, on utilise généralement du dioxyde de plutonium, des alliages de plutonium avec des minéraux et un mélange de carbures de plutonium avec des carbures d'uranium. Haute propriétés mécaniques et la conductivité thermique sont des combustibles dispersés, dans lesquels des particules de composés d'uranium et de plutonium sont placées dans une matrice métallique de molybdène, d'aluminium, d'acier inoxydable et d'autres métaux. La résistance aux radiations et la conductivité thermique du combustible de dispersion dépendent du matériau de la matrice. Par exemple, dans la première centrale nucléaire, le combustible de dispersion était constitué de particules d'un alliage d'uranium à 9 % de molybdène, qui étaient remplies de molybdène.

Quant au combustible thorium, il n'est actuellement pas utilisé en raison des difficultés de production et de traitement des crayons combustibles.

Exploitation minière

Des volumes importants de la principale matière première du combustible nucléaire - l'uranium - sont concentrés dans plusieurs pays : la Russie, les États-Unis, la France, le Canada et l'Afrique du Sud. Ses gisements se trouvent généralement près de l'or et du cuivre, de sorte que tous ces matériaux sont extraits en même temps.

La santé des personnes travaillant dans les mines est en grand danger. Le fait est que l'uranium est une matière toxique et que les gaz dégagés lors de son extraction peuvent provoquer le cancer. Et cela malgré le fait que le minerai ne contient pas plus de 1% de cette substance.

Reçu

La production de combustible nucléaire à partir de minerai d'uranium comprend des étapes telles que :

1. Traitement hydrométallurgique. Comprend la lixiviation, le concassage et l'extraction ou l'extraction par sorption. Le résultat du traitement hydrométallurgique est une suspension purifiée d'oxyde d'oxyuranium, de diuranate de sodium ou de diuranate d'ammonium.
2. Conversion d'une substance d'oxyde en tétrafluorure ou hexafluorure utilisée pour enrichir l'uranium-235.
3. Enrichissement d'une substance par centrifugation ou diffusion thermique gazeuse.
4. Conversion de la matière enrichie en dioxyde, à partir de laquelle sont produites les "pilules" de crayons combustibles.

Régénération

Pendant le fonctionnement d'un réacteur nucléaire, le combustible ne peut pas complètement brûler, des isotopes libres sont donc reproduits. A cet égard, les crayons combustibles usés font l'objet d'une régénération en vue d'une réutilisation.

Aujourd'hui, ce problème est résolu par le procédé Purex, qui se compose des étapes suivantes :

1. Couper les barres de combustible en deux parties et les dissoudre dans de l'acide nitrique ;
2. Purification de la solution des produits de fission et des parties de la coque ;
3. Isolement de composés purs d'uranium et de plutonium.

Après cela, le dioxyde de plutonium obtenu est utilisé pour la production de nouveaux cœurs, et l'uranium est utilisé pour l'enrichissement ou également pour la fabrication de cœurs. Le retraitement du combustible nucléaire est un processus complexe et coûteux. Son coût a un impact significatif sur la faisabilité économique de l'utilisation des centrales nucléaires. On peut dire la même chose de l'élimination des déchets de combustible nucléaire qui ne se prêtent pas à la régénération.

A l'heure actuelle, la gestion du combustible nucléaire usé est une étape limitative, c'est-à-dire qu'elle conditionne les perspectives de développement de l'énergie nucléaire. Tous les pays dotés d'énergie nucléaire (sauf peut-être la France) ont accumulé des quantités colossales de combustible nucléaire usé, et le caractère non résolu de ce problème jette un doute sur la mise en œuvre de nouveaux plans de développement de projets nucléaires.

La caractéristique russe est la vaste gamme de combustibles accumulés, qui est associée à l'histoire du développement de l'énergie nucléaire dans notre pays. Par conséquent, pour résoudre le problème SNF, il est nécessaire de développer un certain nombre de technologies uniques et de créer un complexe d'infrastructures.

Le système existant de manutention des SNF en Russie comprend le stockage, le transport et le traitement des SNF. Le stockage est effectué dans des installations de stockage au réacteur et sur site pour les centrales nucléaires et les réacteurs de recherche, dans des installations de stockage de type piscine dans deux usines de la société d'État Rosatom - FSUE MCC et FSUE PA Mayak - d'une capacité de 8600 tonnes et 2500 tonnes, respectivement, ainsi que sur les navires de service technologique de la flotte de brise-glaces nucléaires (SNF des réacteurs de transport) et les bases techniques à terre.

Aujourd'hui, 22 000 tonnes de SNF ont été accumulées dans les installations de Rosatom State Corporation. Environ 650 tonnes de combustible usé sont déchargées chaque année des réacteurs des centrales nucléaires russes, et pas plus de 15 % de ce volume est retraité.

Pour résoudre le problème des SNF accumulés et nouvellement générés, Rosatom State Corporation crée un système de gestion du combustible usé qui comprend des composants réglementaires, financiers, économiques et d'infrastructure. Système technologique gestion des différents types de SNF pour la période allant jusqu'en 2030 est illustrée à la Figure 1.

À l'heure actuelle, le principal mécanisme financier pour résoudre les problèmes accumulés dans le domaine de la gestion SNF, RW et du démantèlement des objets d'utilisation énergie atomique est le programme cible fédéral "Assurer la sûreté nucléaire et radiologique pour 2008 et pour la période allant jusqu'en 2015" (FTP NRS). À partir de 2015, les déductions d'économies au fonds de gestion du SNF des personnes morales propriétaires de combustible usé (principalement Rosenergoatom Concern OJSC) commenceront.

Parmi les projets majeurs du SNF dont la mise en œuvre est assurée par le FTP NRS, il convient de noter :

• construction d'une installation de stockage "à sec" pour le combustible nucléaire usé RBMK-1000 et VVER-1000 ;
• la reconstruction de l'installation de stockage "humide" en exploitation au complexe minier et chimique ;
• préparation et évacuation de la centrale nucléaire des volumes accumulés de combustible nucléaire usé ;
• un ensemble d'ouvrages pour la manutention des SNF des réacteurs AMB (stockage des SFA et traitement des SNF à la Mayak Production Association) ;
• élimination et traitement des blocs DAV-90 hautement enrichis accumulés lors de l'exploitation de réacteurs industriels ;
• création d'un centre expérimental de démonstration du retraitement des SNF basé sur des technologies innovantes ;
• évacuation pour retraitement vers FSUE PO Mayak combustible nucléaire irradié des réacteurs de recherche, etc.

Production radiochimique en PO "Mayak"

Aujourd'hui, la seule installation de production radiochimique en activité en Russie est le complexe RT-1 de l'Association de production Mayak, où le combustible usé des réacteurs VVER-440, BN-600, des installations de recherche et de transport est retraité. Le schéma technologique est un procédé PUREX modifié. Dans le même temps, RT-1 est la seule usine radiochimique au monde qui émet, en plus de l'uranium et du plutonium, également du neptunium. Ainsi, les déchets de haute activité vitrifiés destinés à un stockage ultérieur en Russie ne reçoivent actuellement plus les radionucléides qui contribuent le plus à la radiotoxicité à long terme des déchets stockés. De plus, RT-1 exploite la seule unité de fractionnement de déchets de haute activité au monde pour la séparation des nucléides pour la production de produits isotopiques. Le FTP NRS prévoit la mise en place de mesures pour assurer la sécurité environnementale, la réduction progressive et l'arrêt des rejets de déchets radioactifs liquides par la FSUE PA Mayak. Ces activités comprennent ce qui suit :

• développement décisions stratégiques sur les problèmes de la cascade de retenues de Techa ;
• conservation des réservoirs V-9 (Karachay) et V-17 (Old swamp);
• création d'un réseau d'assainissement combiné avec rejet des eaux épurées dans le canal rive gauche ;
• construction d'installations d'épuration des eaux usées spéciales, des déchets moyennement et faiblement radioactifs ;
• création d'un complexe de cimentation de MLI liquides et hétérogènes ;
• la création d'un complexe de traitement des SRW et la construction d'une installation de stockage en surface pour les solides ILW et LLW ;
• création d'un nouveau four de vitrification et extension de l'entrepôt de stockage des DHA vitrifiés ;
• création système moderne surveillance radioécologique.

PA Mayak travaille à la modernisation des schémas de traitement SNF pour réduire la quantité de déchets de procédé, ainsi que pour garantir la possibilité de recevoir et de retraiter tous les types de combustible usé, y compris ceux qui ne sont actuellement pas retraités. A moyen terme, les types les plus "problématiques" de SNF accumulés devraient être retraités ici - SMB, EGP (si une décision est prise), DAW, assemblages RBMK défectueux, etc.

Préparation au retraitement AMB SNF

L'un des problèmes les plus aigus dans le domaine de la sûreté nucléaire et radiologique est la manipulation des SNF des réacteurs AMB. Deux réacteurs AMB de la centrale nucléaire de Beloyarsk ont ​​été arrêtés en 1989. Le SNF a été déchargé des réacteurs et est actuellement stocké dans les piscines de combustible usé de la centrale nucléaire de Beloyarsk et dans l'installation de stockage "humide" de l'Association de production de Mayak.

Les caractéristiques des assemblages de combustible usé AMB sont la présence d'environ 40 types de compositions de combustible et de grandes dimensions globales (la longueur des assemblages de combustible usé est d'environ 13 m). Le principal problème lors de leur stockage à la centrale nucléaire de Beloyarsk est la corrosion des tubes de cuvelage des cassettes et du revêtement des piscines de désactivation.

Le FTP NRS prévoit un ensemble de travaux pour le traitement du SNF d'AMB, qui prévoit son traitement à la Mayak Production Association. À l'heure actuelle, les technologies de traitement radiochimique des SNF de l'AMB et les réglementations technologiques ont été sélectionnées et justifiées. En 2011, un pilote de retraitement du combustible AM, un analogue de l'AMB SNF, a été réalisé. Un projet de service de découpage et de pénalisation (CRP) a été élaboré, un concours a été organisé pour les travaux d'investissement nécessaires à sa création (élaboration de la documentation de travail, travaux de construction et fabrication d'équipements PIU). Parallèlement, des mesures ont été prises à la centrale nucléaire de Beloyarsk pour le stockage en toute sécurité de l'AMB SNF : installation de cassettes K17u en acier au carbone dans des boîtiers en acier inoxydable, préparation moyens techniques pour la recherche opérationnelle et l'élimination des fuites dans le revêtement des piscines de refroidissement, la reconstruction des systèmes de ventilation, la préparation de l'étanchéité des locaux adjacents aux piscines. D'ici 2015, il est prévu d'achever le développement et les tests de solutions technologiques pour le démantèlement des cassettes SFA dans l'ORP et le traitement radiochimique du combustible nucléaire usé, ainsi que l'installation des équipements, la mise en service et la mise en service du département de démantèlement et de pénalisation de l'Association de production Mayak. .

Le démarrage de la découpe et du retraitement d'AMB SNF est prévu pour 2016. D'ici 2018, le SNF stocké dans la piscine de stockage de Mayak devrait être traité, en 2020, il est prévu de vider complètement les piscines de la centrale nucléaire de Beloyarsk de ce combustible et en 2023 d'achever son traitement.

Options pour la solution finale du problème EGP SNF

Le seul type de combustible nucléaire usé pour lequel aucune décision n'a été prise au stade final actuel est le combustible des réacteurs EGP (CNP de Bilibino). Comme AMB SNF, il est également long, la composition de la composition du carburant est proche de la composition de l'une des modifications du carburant AMB, donc cette espèce Le SNF peut être retraité à l'AP Mayak après le début de l'exploitation de la PIU, c'est-à-dire après 2016. Cependant, l'éloignement même de la centrale nucléaire de Bilibino, le manque d'infrastructures pour l'extraction et l'évacuation du combustible nucléaire usé du site de la centrale et des infrastructures de transport adéquates dans la zone de son emplacement entraînent des coûts extrêmement élevés pour la mise en œuvre de ce projet. Dans le même temps, le pergélisol à proximité de la centrale nucléaire de Bilibino crée des conditions favorables à l'organisation d'une installation d'isolation définitive des RW et SNF, telles que :

• utilisation d'une barrière thermique naturelle ;
• l'absence d'eau dans le milieu géologique environnant à l'état libre, qui empêche la migration des radionucléides du stockage vers l'environnement ;
• ralentissement des réactions redox dans le pergélisol, ce qui augmente la durée de vie des barrières techniques.

Dans le cadre du SNR FTP, des options d'évacuation des combustibles nucléaires usés du site de la centrale nucléaire de Bilibino pour retraitement ont été élaborées :

• par la route jusqu'au port maritime de Chersky, puis transport maritimeà Mourmansk, puis par chemin de fer jusqu'à Mayak ;
• par la route jusqu'à l'aéroport de Keperveem, puis par avion jusqu'à l'aéroport de Yemelyanovo, puis par chemin de fer jusqu'à Mayak.

Une autre option prévoit la construction à proximité immédiate du site de la centrale nucléaire de Bilibino d'une installation pilote d'isolation souterraine de type forage ou galerie (« Sûreté des technologies nucléaires et environnement », n° 2-2012, pp. 133-139 ). Un choix pleinement justifié en faveur de l'une des options de gestion des SNF EGP devrait être effectué en 2012 par un groupe de travail, qui comprend des représentants de la société d'État Rosatom, de l'administration de Tchoukotka, des organisations de l'industrie nucléaire - développeurs de systèmes de transport et technologiques pour la gestion des SNF EGP, une organisation experte de Rostekhnadzor (STC NRS).

Manipulation des unités DAV irradiées

À l'heure actuelle, un grand volume de blocs DAV-90 irradiés contenant de l'uranium hautement enrichi a été accumulé au Siberian Chemical and Mining and Chemical Combines. Ils sont entreposés dans les bassins de rétention des centrales nucléaires depuis 1989. Les examens annuels de l'état des coques des blocs DAV-90 montrent la présence de défauts de corrosion.

Rosatom State Corporation a décidé d'exporter les blocs DAV-90 pour traitement à la Mayak Production Association. Un lot de conteneurs de transport et d'emballage répondant à toutes les exigences de sécurité modernes a été développé et fabriqué, des travaux sont en cours pour préparer et équiper les unités de chargement et de déchargement des SCC, MCC et Mayak Production Association avec l'équipement nécessaire, pour compléter les lots de blocs DAW pour le transport pour la transformation. En 2012, des tests à grande échelle du schéma de transport et technologique pour le retrait du DAV-90 à l'Association de production Mayak, y compris des tests «à chaud», devraient être effectués.

Retrait de RBMK SNF des sites des centrales nucléaires

La plus grande quantité de SNF accumulée est le combustible RBMK-1000, qui jusqu'en 2011 n'a pas été retiré des centrales nucléaires. Pour éliminer la majeure partie des SNF RBMK-1000 accumulés des sites des centrales nucléaires, les mesures suivantes sont envisagées :

• création d'installations de démantèlement SFA dans les centrales nucléaires de Leningrad, Koursk et Smolensk ;
• organisation de sites tampons dans les centrales nucléaires pour le stockage "à sec" de SNF dans des conteneurs à double usage avec évacuation ultérieure vers le complexe minier et chimique ;
• construction d'une installation de stockage "à sec" au MCC.

En avril 2012, le premier échelon de combustible nucléaire irradié RBMK a été transféré vers un stockage « à sec ».

À l'heure actuelle, l'exploitation de l'installation de démantèlement SFA de la centrale nucléaire de Leningrad se déroule en mode normal.

Le complexe de démantèlement du combustible usé est destiné à recevoir les SFA de l'installation de stockage sur site, à séparer les SFA en deux faisceaux de crayons de combustible (FB), à insérer les FB dans des ampoules, à charger les ampoules dans la hotte d'espacement MBK et à charger la hotte dans un conteneur . La sécurité opérationnelle est assurée par la technologie consistant à ampouler des faisceaux individuels de barres de combustible avant de les charger dans un conteneur. L'ampoule a une géométrie de sécurité nucléaire et est pour PT coque de protection, ce qui ne permet pas au SNF de s'en échapper, à la fois lors du processus de découpe des SFA dans la chambre et lors du stockage à long terme. La conception de l'ampoule, ainsi que le schéma de transport et de stockage du PT dans une coque individuelle, fournissent:

• prévention des déversements de SNF lors des opérations de transport dans la chambre de démantèlement SFA ;
• réduire la gravité des conséquences d'éventuelles chutes accidentelles, à la fois les ampoules elles-mêmes et le cas des ampoules avec PT lors du travail dans le service de coupe;
• réduire la gravité des conséquences en cas d'éventuelles chutes accidentelles du conteneur pendant son transport.

Le RBMK SNF défectueux, qui ne peut pas être placé dans un stockage "sec", sera traité à la Mayak Production Association dans les années à venir. En 2011, un projet « pilote » a été mis en œuvre, démontrant la possibilité de livrer et de traiter le RBMK SNF en utilisant une technologie standard pour obtenir des produits uranifères commerciaux (« La sûreté des technologies nucléaires et l'environnement », n° 2-2012, pp. 142-145 ).

Stockage de SNF à l'usine minière et chimique

L'installation de stockage centralisée « à sec » de SNF en cours de création à l'Combinaison minière et chimique est une structure de type chambre.

Les solutions de conception de la chambre de stockage prévoient deux barrières physiques contrôlées :

• cartouche hermétique (soudée) (4 m de haut pour 30 PT de carburant RBMK-1000 et 5 m de haut pour trois VVER-1000 SFA);
• unité de stockage (tuyau), scellée par soudure.

Le refroidissement des unités de stockage est assuré par convection naturelle : RBMK-1000 SNF - avec soufflage transversal, VVER-1000 SNF - avec soufflage longitudinal.

En 2011, l'installation de démarrage pour le stockage des assemblages de combustible usé RBMK-1000 d'une capacité de 9200 tonnes d'UO 2 a été mise en service. En 2015, un autre module de stockage à sec pour RBMK-1000 SFA d'une capacité de 15 870 t UO 2 sera lancé, ainsi qu'une installation de stockage à sec pour VVER-1000 SFA d'une capacité de 8 600 t UO 2 .

Actuellement, les SNF des réacteurs VVER-1000, après trois ans de stockage dans les piscines des réacteurs, sont placés dans l'installation de stockage "humide" centralisée du MCC, dont la capacité a été portée à 8600 tonnes. capacité de VVER-1000 SNF, il est prévu de créer une installation de stockage de conteneurs.

Au Combinage minier et chimique, en plus des installations de stockage centralisées SNF, une usine est en cours de création pour fabriquer du combustible MOX pour le réacteur rapide BN-800. Il est prévu de construire un laboratoire souterrain pour la recherche dans le domaine de l'isolement géologique des déchets radioactifs hautement actifs et à vie longue, ainsi qu'un centre de démonstration pilote pour le développement de technologies innovantes de traitement du combustible nucléaire usé (à l'avenir, un grand radiochimique usine de transformation).

Centre de démonstration expérimental

Le Centre pilote de démonstration (ODC) en cours de création est conçu pour tester à l'échelle industrielle de nouvelles approches de retraitement des SNF avec une minimisation de la formation de déchets radioactifs liquides, une séparation efficace du 3H et de l'129I en tête des opérations pour exclure ces nucléides des flux de déchets, obtenir des données initiales fiables pour la conception d'un complexe de traitement à grande échelle. Les possibilités de retraitement de SNF en mode « commande client », c'est-à-dire avec la gamme et la qualité des produits de retraitement spécifiés par le client, seront étudiées.

Dans le processus de développement de l'ODC, une base scientifique et technologique moderne est en cours de reconstruction pour le développement de l'industrie radiochimique et une augmentation du niveau de compétence des organismes de conception et d'ingénierie. L'ODC nouvellement créé permettra de développer des technologies innovantes, basées principalement sur des procédés de traitement aqueux (procédé PUREX simplifié, traitement par cristallisation, purification de l'uranium, extraction, fractionnement des déchets de haute activité, etc. processus de l'eau) ainsi qu'une méthode de traitement non aqueuse - extraction fluide. Le schéma technologique de la ligne technologique principale de l'ODC assurera un cycle technologique fermé à l'eau et une réduction des volumes RW à éliminer. L'ODC en cours de développement est multifonctionnel et comprend : une filière « de base » qui assure le développement de la technologie pour le cycle complet de traitement du combustible nucléaire usé, d'une capacité de 100 tonnes de combustible nucléaire usé par an ; des chambres de recherche pour tester des opérations individuelles de nouvelles technologies de traitement du combustible nucléaire usé, d'une capacité de 2 à 5 tonnes de combustible nucléaire usé par an ; complexe analytique; unité de traitement des déchets non technologiques ; stockage de produits U-Pu-Np ; Stockage HA ; Stockage SAO.

Sur environ 1 000 unités d'équipements non standard en cours de développement pour l'ODC, environ un quart sont des équipements absolument nouveaux qui n'ont pas d'analogues. Pour les nouveaux types d'équipements, des travaux sont en cours pour les tester sur des maquettes grandeur nature sur des stands « froids » spécialement créés. Actuellement, le projet ODC est développé, la documentation de travail est en cours d'élaboration, le chantier est préparé, des concours sont organisés, des travaux sont en cours pour créer des équipements non standard et acheter des équipements standard. D'ici 2015, il est prévu de créer un complexe de démarrage de l'ODC avec la construction de l'ensemble du bâtiment et des communications au complet et l'équipement des chambres de recherche pour le démarrage du développement technologique en 2016.

Perspectives de traitement du SNF au sein du Combiné minier et chimique

D'ici 2025, sur la base de technologies innovantes optimisées écologiquement et économiquement sélectionnées et testées à l'échelle industrielle, il est prévu de créer une usine de traitement radiochimique à grande échelle. Cette entreprise, ainsi que la production de combustible pour les réacteurs rapides et l'installation d'isolement définitif des déchets de traitement du combustible usé, permettront de résoudre le problème du combustible accumulé et du combustible nucléaire usé, qui seront déchargés des installations existantes et prévues centrales nucléaires.

Tant dans le centre de démonstration pilote que dans la production à grande échelle du Combiné minier et chimique, il est prévu de traiter le SNF des réacteurs VVER-1000 et la plupart des assemblages de combustible usé RBMK-1000. Les produits de régénération seront utilisés dans le cycle du combustible nucléaire, l'uranium dans la production de combustible pour les réacteurs à neutrons thermiques, le plutonium (associé au neptunium) pour les réacteurs rapides. Dans le même temps, le taux de retraitement des RBMK SNF dépendra de la demande de produits de régénération (uranium et plutonium) dans le cycle du combustible nucléaire.

Les démarches décrites ci-dessus ont constitué la base du « Programme de création d'infrastructures et de gestion du SNF pour 2012-2020 et jusqu'en 2030 », approuvé en novembre 2011 (« Sûreté des technologies nucléaires et environnement », n° 2 -2012, avec 40-55).

Auteur

La politique de la société d'État Rosatom dans le domaine de la gestion du combustible nucléaire usé, définie dans le concept industriel pour la gestion des SNF (2008), repose sur principe de base– la nécessité du retraitement des SNF pour assurer une manipulation écologiquement acceptable des produits de fission et le retour des matières nucléaires régénérées dans le cycle du combustible nucléaire. La plus haute priorité dans la gestion de SNF est d'assurer la sûreté nucléaire et radiologique, la protection physique et la sûreté des matières nucléaires à toutes les étapes de la gestion du combustible, et de ne pas imposer une charge excessive aux générations futures. Les orientations stratégiques dans ce domaine sont :

• création d'un système fiable de stockage contrôlé SNF;
• développement de technologies de traitement SNF ;
• implication équilibrée des produits de régénération dans le cycle du combustible nucléaire ;
• isolement définitif (enfouissement) des déchets radioactifs générés lors du traitement.

Le stockage de combustible nucléaire irradié est un processus complexe qui nécessite des mesures de sécurité accrues. Le complexe minier et chimique de Zheleznogorsk (territoire de Krasnoïarsk) exploite des installations de stockage SNF refroidies à l'eau et sèches. L'usine développe des technologies de retraitement du combustible usé, qui aideront Rosatom à progresser vers la fermeture du cycle du combustible nucléaire.

Déchet ou matière première précieuse ?

Le sort du combustible nucléaire usé peut évoluer de différentes manières. Dans la plupart des pays, le combustible nucléaire qui a épuisé son temps dans un réacteur de centrale nucléaire est considéré comme un déchet radioactif et est envoyé dans des cimetières ou exporté à l'étranger. Les partisans de cette approche (parmi eux, par exemple, les États-Unis, le Canada, la Finlande) sont d'avis qu'il existe suffisamment de réserves de minerai d'uranium sur la planète pour maîtriser le processus coûteux, complexe et potentiellement dangereux du retraitement du combustible nucléaire usé. La Russie et plusieurs autres puissances nucléaires (dont la France, l'Angleterre, l'Inde) développent des technologies de retraitement du combustible irradié et s'efforcent de boucler complètement le cycle du combustible à l'avenir.

Le cycle fermé suppose que le combustible obtenu à partir du minerai d'uranium et dépensé dans le réacteur sera traité encore et encore et utilisé dans les centrales nucléaires. En conséquence, l'énergie nucléaire deviendra une ressource renouvelable, la quantité de déchets radioactifs diminuera et l'humanité disposera d'une énergie relativement bon marché pendant des milliers d'années.

L'attractivité du retraitement du SNF s'explique par le faible taux de combustion du combustible nucléaire au cours d'une campagne : dans les réacteurs à eau sous pression (VVER) les plus courants, il ne dépasse pas 3-5 %, dans les réacteurs à canaux de grande puissance obsolètes (RBMK) - seulement 2 %, et seulement dans les réacteurs à neutrons rapides (FN) peuvent atteindre 20%, mais jusqu'à présent, il n'y a que deux réacteurs de ce type à l'échelle commerciale dans le monde (tous deux en Russie, à la centrale nucléaire de Beloyarsk). Ainsi, le SNF est une source de composants précieux, y compris les isotopes de l'uranium et du plutonium.

Parcours SNF : du réacteur au site de stockage

Rappelons que le combustible nucléaire est fourni aux centrales nucléaires sous la forme d'assemblages combustibles (FA), constitués de crayons étanches (éléments combustibles - crayons combustibles) remplis de pastilles d'hexafluorure d'uranium.

L'assemblage combustible pour VVER se compose de 312 crayons combustibles montés sur un cadre hexagonal (photo de NCCP PJSC)

Le combustible nucléaire usé (SNF) des centrales nucléaires nécessite une manipulation spéciale. Dans le réacteur, les crayons combustibles accumulent une grande quantité de produits de fission, et même des années après avoir été retirés du cœur, ils dégagent de la chaleur : dans l'air, les crayons chauffent jusqu'à plusieurs centaines de degrés. Ainsi, en fin de campagne combustible, les assemblages irradiés sont placés dans des piscines de désactivation du site. L'eau élimine l'excès de chaleur et protège le personnel des centrales nucléaires des niveaux accrus de rayonnement.

Trois à cinq ans plus tard, les assemblages combustibles émettent toujours de la chaleur, mais le manque temporaire de refroidissement n'est plus dangereux. Les ingénieurs atomiques l'utilisent pour transporter le SNF de la centrale électrique vers des installations de stockage spécialisées. En Russie, le combustible usé est envoyé à l'Association de production Mayak (région de Tcheliabinsk) et à l'usine chimique isotopique du complexe minier et chimique (territoire de Krasnoïarsk). MCC est spécialisé dans le stockage de combustible pour les réacteurs VVER-1000 et RBMK-1000. L'entreprise exploite un stockage « humide » (refroidi à l'eau) construit en 1985, et un stockage sec, lancé par étapes en 2011-2015.

« Pour le transport de VVER SNF le long chemin de fer les assemblages combustibles sont placés dans un TUK (transport packaging kit) certifié selon les normes de l'AIEA, - explique Igor Seelev, directeur de l'usine isotope-chimique du MCC. - Chaque TUK contient 12 assemblages. Un tel conteneur en acier inoxydable assure une radioprotection complète du personnel et du public. L'intégrité de l'emballage ne sera pas compromise même en cas d'accident ferroviaire grave. Le train avec du combustible nucléaire usé est accompagné d'un employé de notre centrale et de gardes armés.

Sur le chemin, le SNF a le temps de se réchauffer à 50-80 ° C, de sorte que le TUK arrivant à l'usine est envoyé à l'unité de refroidissement, où l'eau lui est fournie par des canalisations à une vitesse de 1 cm / min - il est impossible de modifier brusquement la température du carburant. Après 3 à 5 heures, le récipient est refroidi à 30°C. L'eau est drainée et le TUK est transféré dans une piscine de 8 m de profondeur - pour le rechargement. Le couvercle du récipient s'ouvre directement sous l'eau. Et sous l'eau, chaque assemblage combustible est transféré dans une caisse de stockage de 20 places. Bien sûr, il n'y a pas de plongeurs au Mining and Chemical Combine, toutes les opérations sont effectuées à l'aide d'une grue spéciale. La même grue déplace la caisse avec les assemblages vers le compartiment de stockage.

Le TUK libéré est envoyé pour décontamination, après quoi il peut être transporté par chemin de fer sans précautions supplémentaires. Le MCC effectue plus de 20 vols vers des centrales nucléaires par an, plusieurs conteneurs dans chaque échelon.

Stockage "humide"

La voûte "humide" pourrait être confondue avec un gymnase d'école géant s'il n'y avait pas les tôles sur le sol. Si vous regardez attentivement, vous pouvez voir que les bandes de séparation jaunes sont des hachures étroites. Lorsque vous devez placer le couvercle dans un compartiment particulier, la grue se déplace le long de ces voies comme si elle suivait des guides, déplaçant la charge sous l'eau.
Au-dessus des assemblages, une barrière fiable aux rayonnements est une couche d'eau déminéralisée de deux mètres. Il y a une situation de rayonnement normale dans la salle de stockage. Les invités peuvent même marcher sur les plaques d'égout et les regarder.

L'installation de stockage est conçue en tenant compte des accidents de conception et au-delà de la conception, c'est-à-dire qu'elle résiste aux tremblements de terre incroyables et à d'autres événements irréalistes. Pour la sécurité, la piscine de stockage est divisée en 20 compartiments. En cas d'hypothétique fuite, chacun de ces modules en béton peut être isolé des autres et les assemblages transférés dans un compartiment non endommagé. Des moyens passifs pensés pour maintenir le niveau d'eau pour une évacuation fiable de la chaleur.

En 2011, avant même les événements de Fukushima, le coffre-fort a été agrandi et les mesures de sécurité ont été renforcées. À la suite de la reconstruction en 2015, un permis d'exploitation jusqu'en 2045 a été obtenu. Aujourd'hui, l'installation de stockage "humide" accepte les assemblages combustibles de type VVER-1000 de production russe et étrangère. Les piscines permettent de placer plus de 15 000 assemblages combustibles. Toutes les informations sur le SNF déployé sont enregistrées dans une base de données électronique.

stockage à sec

« Notre objectif est que le stockage refroidi par eau ne soit qu'une étape intermédiaire avant le stockage à sec ou le traitement. En ce sens, la stratégie de MCC et de Rosatom correspond au vecteur global de développement, - explique Igor Seelev. - En 2011, nous avons mis en service la première phase de l'installation de stockage à sec RBMK-1000 SNF, et en décembre 2015, nous avons terminé la construction de l'ensemble du complexe. Dans la même année 2015, la production de combustible MOX à partir de SNF retraité a été lancée au MCC. En décembre 2016, le premier ravitaillement en carburant VVER-1000 du stockage «humide» au stockage sec a été effectué.

Des modules en béton sont placés dans le hall de stockage et contiennent des conteneurs scellés contenant du combustible nucléaire usé rempli d'un mélange azote-hélium. Refroidit les constructions L'air extérieur, qui s'écoule par gravité à travers les conduits d'air. Cela ne nécessite pas de ventilation forcée: l'air se déplace en raison d'une certaine disposition des canaux et la chaleur est évacuée en raison du transfert de chaleur par convection. Le principe est le même que celui du tirage dans la cheminée.

Le stockage à sec des SNF est beaucoup plus sûr et moins cher. Contrairement à un stockage « humide », il n'y a aucun coût d'approvisionnement en eau et de traitement de l'eau, et il n'est pas nécessaire d'organiser la circulation de l'eau. L'objet ne souffrira pas en cas de panne de courant, et aucune action n'est requise de la part du personnel, à l'exception du chargement effectif du carburant. En ce sens, la création de la technologie sèche est un énorme pas en avant. Cependant, il est impossible d'abandonner complètement le stockage refroidi par eau. En raison de l'augmentation du dégagement de chaleur, les assemblages VVER-1000 doivent rester dans l'eau pendant les 10 à 15 premières années. Ce n'est qu'après cela qu'ils peuvent être déplacés dans une pièce sèche ou envoyés pour traitement.
« Le principe d'organiser une installation de stockage à sec est très simple », explique Igor Seelev, « cependant, personne ne l'a proposé auparavant. Aujourd'hui, le brevet de la technologie appartient à un groupe de scientifiques russes. Et c'est un sujet approprié pour l'expansion de Rosatom sur le marché international, car de nombreux pays sont intéressés par la technologie de stockage à sec. Les Japonais, les Français et les Américains sont déjà venus vers nous. Des négociations sont en cours pour amener le combustible nucléaire usé au MCC à partir de ces centrales nucléaires que les scientifiques nucléaires russes construisent à l'étranger.

Le lancement du stockage à sec était particulièrement important pour les centrales équipées de réacteurs RBMK. Avant sa création, il existait un risque d'arrêt des capacités des centrales nucléaires de Leningrad, Koursk et Smolensk en raison d'un débordement des installations de stockage sur site. La capacité actuelle de l'installation de stockage à sec du MCC est suffisante pour accueillir les assemblages RBMK usagés de toutes les stations russes. En raison du moindre dégagement de chaleur, ils sont immédiatement envoyés au stockage à sec, en contournant le stockage "humide". SNF peut rester ici pendant 100 ans. Peut-être que pendant ce temps, des technologies économiquement intéressantes pour son traitement seront créées.

Traitement SNF

Il est prévu que le centre expérimental de démonstration (ODC) pour le retraitement du combustible nucléaire usé, en cours de construction à Jeleznogorsk, soit mis en service d'ici 2020. Le premier complexe de démarrage pour la production de combustible MOX (oxyde mixte uranium-plutonium) ne produit que 10 assemblages par an, les technologies étant encore en cours de développement et d'amélioration. À l'avenir, la capacité de l'usine augmentera considérablement. Aujourd'hui, les assemblages peuvent être envoyés pour retraitement depuis les deux installations de stockage de l'Usine Chimique des Isotopes, mais il est évident que, d'un point de vue économique, il est plus rentable de commencer par le traitement des SNF accumulés dans l'installation de stockage "humide". . Il est prévu qu'à l'avenir, en plus des assemblages VVER-1000, l'entreprise sera en mesure de traiter des assemblages combustibles de réacteurs à neutrons rapides, des assemblages combustibles à uranium hautement enrichi (HEU) et des assemblages combustibles de conception étrangère. L'installation de production produira de la poudre d'oxyde d'uranium, un mélange d'uranium, de plutonium, d'oxydes d'actinides et de produits de fission solidifiés.

ODC se positionne comme l'usine radiochimique de génération 3+ la plus moderne au monde (les usines de la société française Areva sont de génération 2+). caractéristique principale technologies introduites à l'unité minière et chimique - l'absence de liquide et une plus petite quantité de déchets radioactifs solides lors du traitement du combustible nucléaire usé.

Le combustible MOX est fourni aux réacteurs de type BN de la centrale nucléaire de Beloyarsk. Rosatom travaille également à la création du combustible REMIX, qui après 2030 pourra être utilisé dans les réacteurs de type VVER. Contrairement au combustible MOX, où le plutonium est mélangé à de l'uranium appauvri, le combustible REMIX est prévu pour être fabriqué à partir d'un mélange de plutonium et d'uranium enrichi.

À condition que le pays dispose d'un nombre suffisant de centrales nucléaires avec différents types de réacteurs à combustibles mixtes, Rosatom pourra se rapprocher de la fermeture du cycle du combustible nucléaire.

Usine minière et chimique, Entreprise unitaire de l'État fédéral, Organisation nucléaire fédérale (FGUP FYAO GCC), une entreprise de la State Atomic Energy Corporation Rosatom, division ZSZhTs. Situé à ZATO Jeleznogorsk, Territoire de Krasnoïarsk. FSUE FYAO "GCC" est entreprise clé Rosatom pour créer un complexe technologique pour un cycle fermé du combustible nucléaire (CNFC) basé sur des technologies innovantes de nouvelle génération.

Enlèvement, traitement et élimination des déchets de la classe de danger 1 à 5

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Au 20e siècle, la recherche incessante de la source d'énergie idéale semblait révolue. Cette source était les noyaux d'atomes et les réactions qui s'y déroulaient - le développement actif d'armes nucléaires et la construction de centrales nucléaires ont commencé partout dans le monde.

Mais la planète a rapidement été confrontée au problème du traitement et de la destruction des déchets nucléaires. L'énergie des réacteurs nucléaires comporte de nombreux dangers, ainsi que les déchets de cette industrie. Jusqu'à présent, il n'y a pas de technologie de traitement soigneusement développée, alors que la sphère elle-même se développe activement. Par conséquent, la sécurité dépend principalement d'une élimination appropriée.

Définition

Les déchets nucléaires contiennent des isotopes radioactifs de certains éléments chimiques. En Russie, selon la définition donnée dans la loi fédérale n ° 170 "sur l'utilisation de l'énergie atomique" (du 21 novembre 1995), usage ultérieur ces déchets ne sont pas fournis.

Le principal danger des matériaux réside dans le rayonnement de doses gigantesques de rayonnement, ce qui a un effet néfaste sur un organisme vivant. Les conséquences de l'exposition radioactive sont des troubles génétiques, la maladie des rayons et la mort.

Carte de classement

La principale source de matières nucléaires en Russie est le domaine de l'énergie nucléaire et des développements militaires. Tous les déchets nucléaires ont trois degrés de rayonnement, familiers à beaucoup de cours de physique :

• Alpha - rayonnant.
• Bêta - émettant.
• Gamma - émettant.

Les premiers sont considérés comme les plus inoffensifs, car ils émettent un niveau de rayonnement inoffensif, contrairement aux deux autres. Certes, cela ne les empêche pas d'être inclus dans la classe des déchets les plus dangereux.


En général, la carte de classification des déchets nucléaires en Russie les divise en trois types :

1. Déchets nucléaires solides. Cela comprend une énorme quantité de matériel d'entretien dans le secteur de l'énergie, des vêtements du personnel, des ordures qui s'accumulent pendant le travail. Ces déchets sont brûlés dans des fours, après quoi les cendres sont mélangées à un mélange de ciment spécial. Il est versé dans des fûts, scellé et envoyé au stockage. L'inhumation est détaillée ci-dessous.
2. Liquide. Le processus de fonctionnement des réacteurs nucléaires est impossible sans l'utilisation de solutions technologiques. De plus, cela inclut l'eau utilisée pour traiter les combinaisons spéciales et laver les travailleurs. Les liquides sont soigneusement évaporés, puis l'enterrement a lieu. Les déchets liquides sont souvent recyclés et utilisés comme combustible pour les réacteurs nucléaires.
3. Les éléments de la conception des réacteurs, du transport et des moyens de contrôle technique dans l'entreprise constituent un groupe distinct. Leur élimination est la plus coûteuse. À ce jour, il existe deux solutions: l'installation du sarcophage ou son démantèlement avec sa décontamination partielle et son expédition ultérieure vers le dépôt pour inhumation.

La carte des déchets nucléaires en Russie définit également les déchets de faible activité et de haute activité :

• Déchets de faible activité - surviennent au cours des activités des institutions médicales, des instituts et des centres de recherche. Ici, des substances radioactives sont utilisées pour effectuer des tests chimiques. Le niveau de rayonnement émis par ces matériaux est très faible. Une élimination appropriée peut transformer des déchets dangereux en déchets normaux en quelques semaines environ, après quoi ils peuvent être éliminés comme des déchets normaux.
• Les déchets de haute activité sont le combustible usé des réacteurs et les matériaux utilisés dans l'industrie militaire pour développer des armes nucléaires. Le carburant dans les stations est une tige spéciale contenant une substance radioactive. Le réacteur fonctionne pendant environ 12 à 18 mois, après quoi le combustible doit être changé. La quantité de déchets est tout simplement énorme. Et ce chiffre est en augmentation dans tous les pays développant le domaine de l'énergie nucléaire. Le stockage des déchets de haute activité doit prendre en compte toutes les nuances afin d'éviter une catastrophe pour l'environnement et l'homme.

Recyclage et élimination

À l'heure actuelle, il existe plusieurs méthodes d'élimination des déchets nucléaires. Tous ont leurs avantages et leurs inconvénients, mais quoi qu'on en dise, ils n'éliminent pas complètement le danger d'exposition radioactive.

enterrement

L'élimination des déchets est la méthode d'élimination la plus prometteuse, qui est particulièrement utilisée en Russie. Tout d'abord, le processus de vitrification ou "vitrification" des déchets se produit. La substance usée est calcinée, après quoi du quartz est ajouté au mélange, et ce «verre liquide» est versé dans des moules en acier cylindriques spéciaux. Le matériau en verre résultant est résistant à l'eau, ce qui réduit la possibilité que des éléments radioactifs pénètrent dans l'environnement.

Les cylindres finis sont brassés et soigneusement lavés, éliminant la moindre contamination. Ensuite, ils vont au stockage pendant très longtemps. longue durée. Le stockage est aménagé dans des zones géologiquement stables afin que le stockage ne soit pas endommagé.

Le stockage géologique est effectué à plus de 300 mètres de profondeur de manière à ce que pendant longtemps les déchets n'aient pas besoin d'entretien supplémentaire.

Brûlant

Une partie des matières nucléaires, comme mentionné ci-dessus, est le résultat direct de la production et une sorte de déchet secondaire dans le secteur de l'énergie. Il s'agit de matières exposées aux radiations lors de la production : vieux papiers, bois, vêtements, ordures ménagères.

Tout cela est brûlé dans des fours spécialement conçus, qui minimisent le niveau de substances toxiques dans l'atmosphère. La cendre, entre autres déchets, est cimentée.

Cimentation

L'élimination (l'une des voies) des déchets nucléaires en Russie par cimentation est l'une des pratiques les plus courantes. L'essentiel est de placer les matériaux irradiés et les éléments radioactifs dans des conteneurs spéciaux, qui sont ensuite remplis d'une solution spéciale. La composition d'une telle solution comprend tout un cocktail d'éléments chimiques.

En conséquence, il n'est pratiquement pas affecté environnement externe, ce qui vous permet d'atteindre un temps presque illimité. Mais il convient de préciser qu'un tel enfouissement n'est possible que pour l'élimination de déchets d'un niveau de danger moyen.

Sceller

Une pratique ancienne et assez fiable visant à enfouir et réduire la quantité de déchets. Elle ne s'applique pas au traitement des matières combustibles de base, mais permet le traitement d'autres déchets à faible risque. Cette technologie utilise des presses hydrauliques et pneumatiques à faible force de pression.

Nouvelle demande

L'utilisation de matières radioactives dans le domaine de l'énergie n'est pas pleinement mise en œuvre en raison de la nature spécifique de l'activité de ces substances. Une fois épuisés, les déchets restent une source potentielle d'énergie pour les réacteurs.

Dans le monde moderne, et plus encore en Russie, la situation des ressources énergétiques est assez grave, et donc recyclage matières nucléaires comme combustible pour les réacteurs ne semble plus incroyable.

Il existe aujourd'hui des procédés qui permettent d'utiliser les matières premières usées pour des applications dans le secteur de l'énergie. Les radio-isotopes contenus dans les déchets sont utilisés pour la transformation alimentaire et comme "batterie" pour le fonctionnement des réacteurs thermoélectriques.

Mais alors que la technologie est encore en développement, la méthode idéale de traitement n'a pas été trouvée. Néanmoins, le traitement et la destruction des déchets nucléaires permettent de résoudre partiellement le problème de ces déchets en les utilisant comme combustible pour les réacteurs.

Malheureusement, en Russie, une méthode similaire pour se débarrasser des débris nucléaires n'est pratiquement pas développée.

Volumes

En Russie, partout dans le monde, les volumes de déchets nucléaires envoyés pour élimination s'élèvent à des dizaines de milliers de mètres cubes par an. Chaque année, les installations de stockage européennes reçoivent environ 45 000 mètres cubes de déchets, alors qu'aux États-Unis, une seule décharge au Nevada absorbe un tel volume.

Les déchets nucléaires et les travaux qui y sont liés à l'étranger et en Russie sont l'activité d'entreprises spécialisées équipées de machines et d'équipements de haute qualité. Dans les usines, les déchets sont différentes façons traitement décrit ci-dessus. Il est ainsi possible d'en réduire le volume, de réduire le niveau de dangerosité et même d'utiliser certains déchets du secteur de l'énergie comme combustible pour les réacteurs nucléaires.

L'atome pacifique a prouvé depuis longtemps que tout n'est pas si simple. Le secteur de l'énergie se développe et continuera de se développer. On peut dire la même chose du domaine militaire. Mais si nous fermons parfois les yeux sur le rejet d'autres déchets, l'élimination inappropriée des déchets nucléaires peut provoquer une catastrophe totale pour toute l'humanité. Par conséquent, ce problème doit être résolu le plus tôt possible avant qu'il ne soit trop tard.