Переработка ядерных отходов в мире. Как хранят отработавшее ядерное топливо, а, главное, зачем? Когда возникла проблема обращения с ОЯТ

Ядерные отходы и отходы ядерного топлива – два абсолютно разных понятия. Утилизация того и другого происходит различными способами. Следует отметить, что проблема утилизации отходов ядерного топлива остро не стоит, так как сегодня есть механизмы их переработки с целью дальнейшего использования.

Что такое отходы ядерного топлива

Это – тепловыделяющие элементы. В них есть остатки ядерного топлива и другие составляющие. Промышленные предприятия перерабатывают субстанцию, применяя специальные механизмы. В результате, отходы превращаются снова в полноценное топливо, применяемое для обслуживания атомных установок любого типа (АЭС, подводные лодки, промышленность).

Совершенно иная картина с ядерными отходами. Сегодня не существует механизма их переработки. По сути, возможна только утилизация. А вот этот процесс уже имеет нюансы, которые до сих пор человечеству решить не удалось.

Виды отходов

Есть несколько видов таких отходов:

• твердые;
• жидкие;
• элементы ядерных установок.

Каждый вид отходов проходит утилизацию по-своему. Так, твердые сжигаются, затем пепел смешивают с цементом. Полученные плиты хранят в специальных хранилищах. Жидкие выпаривают, упаковывают в предназначенную для этого тару и закапывают в землю. Процесс утилизации элементных составляющих ядерных установок происходит намного сложнее.

Получается, что отходы ядерного топлива намного полезнее для человечества? Именно так. Есть масса областей жизнедеятельности человека, где переработанные отходы используются. Это:

• оружейная промышленность;
• медицина;
• сельское хозяйство;
• производство и прочее.

Во всем мире существует запрет на ввоз в страну ядерных отходов. Однако, учитывая процесс их утилизации, возникает закономерный вопрос: где хранить контейнеры с ними? Ведь требуются действительно большие по площади участки земли, которые можно использовать в качестве «кладбища» для отходов ядерной промышленности.

Несмотря на имеющиеся запреты, многие страны «третьего мира» соглашаются выделять собственную землю под захоронения контейнеров с отходами. Естественно, не безвозмездно. Пока такая лояльность спасает ситуацию, но что будет дальше, когда эти участки просто будут заполнены до отказа?

Невероятно, но решения этой проблемы нет до сих пор. Ученые ни одной страны пока не нашли возможностей для другой утилизации отходов, что крайне настораживает и беспокоит человечество. Впрочем, современные люди относятся к этой проблематике приблизительно так: «на мой век хватит, а дальше – не моя забота». Совершенно недальновидно и опрометчиво, однако на данный момент нет никаких инструментов, чтобы изменить положение дел с утилизацией и переработкой ядерных отходов.

Проблемы хранения ядерного топлива

Хотя утилизация ядерного топлива не слишком озадачивает человечество, есть другой вопрос: как надежно и безопасно хранить отходы? Отработанная субстанция подлежит «восстановлению», однако, прежде чем это случится, отходы следует где-то хранить, есть необходимость их транспортировки. Все эти процессы сопряжены с реальной угрозой для окружающей среды и, конечно, человека.

В 1998 году российскими власть держателями был инициирован закон о разрешении ввоза в страну отходов ядерного топлива из зарубежных стран. Сподвигло на принятие такого решения депутатов возможность получать отработанное топливо для дальнейшей его переработки в России и эксплуатации. Естественно, стоимость сырья являлась бы для бюджета РФ очень выгодной. По некоторым расчетам, получение отходов таким способом намного дешевле, чем собственное производство ядерного топлива.

Тогда закон принят не был, но до сих пор ведутся активные обсуждения целесообразности его принятия. С одной стороны, это экономически выгодно для страны. С другой – требуется организация и оборудование надежных хранилищ, а также грамотный подход к процессам транспортировки. Это – единственные «ограничители», которые не позволяют решиться на такой шаг. Все мощности для переработки отработанного ядерного топлива в стране имеются.

На данные момент принятие решения по этому вопросу откладывается. Впрочем, это можно считать положительной динамикой. Ибо радует, что властители, все же, задумываются не только о выгодности такого предприятия, но и возможных негативных последствий для населения России.

Ядерное топливо - материал, используемый в ядерных реакторах для проведения управляемой цепной реакции. Оно чрезвычайно энергоемко и небезопасно для человека, что накладывает ряд ограничений на его использование. Сегодня мы с вами узнаем, что собой представляет топливо ядерного реактора, как оно классифицируется и производится, где применяется.

Ход цепной реакции

Во время цепной ядерной реакции, ядро делится на две части, которые называют осколками деления. Одновременно с этим выделяется несколько (2-3) нейтронов, которые впоследствии вызывают деление следующих ядер. Процесс происходит при попадании нейтрона в ядро исходного вещества. Осколки деления имеют большую кинетическую энергию. Их торможение в веществе сопровождается выделением огромного количества тепла.

Осколки деления, вместе с продуктами их распада, называют продуктами деления. Ядра, которые делятся нейтронами любой энергии, называют ядерным горючим. Как правило, они представляют собой вещества с нечетным количеством атомов. Некоторые ядра делятся сугубо нейтронами, энергия которых выше определенного порогового значения. Это преимущественно элементы с четным числом атомов. Такие ядра называют сырьевым материалом, так как в момент захвата нейтрона пороговым ядром образуются ядра горючего. Комбинация горючего и сырьевого материала называется тем самым ядерным топливом.

Классификация

Ядерное топливо делится на два класса:

1. Природное урановое. Оно содержит делящиеся ядра урана-235 и сырье урана-238, которое способно образовывать плутоний-239 при захвате нейтрона.
2. Вторичное топливо, не встречающееся в природе. К нему, кроме всего прочего, относится плутоний-239, который получается из топлива первого вида, а также уран-233, образующийся при захвате нейтронов ядрами тория-232.

С точки зрения химического состава, бывают такие виды ядерного топлива:

1. Металлическое (в том числе сплавы);
2. Оксидное (к примеру, UO 2);
3. Карбидное (к примеру PuC 1-x);
4. Смешанное;
5. Нитридное.

ТВЭЛ и ТВС

Топливо для ядерных реакторов используется в виде таблеток небольшого размера. Они помещаются в герметично-закрытые тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), которые, в свою очередь, по несколько сотен объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС). К ядерному топливу предъявляются высокие требования по совместимости с оболочками ТВЭЛов. Оно должно иметь достаточную температуру плавления и испарения, хорошую теплопроводность и не сильно увеличиваться в объеме при нейтронном облучении. Также во внимание берется технологичность производства.

Применение

На атомные электростанции и другие ядерные установки топливо приходит в виде ТВС. Они могут загружаться в реактор как во время его работы (на место выгоревших ТВС), так и во время ремонтной кампании. В последнем случае тепловыделяющие сборки меняют крупными группами. При этом лишь третья часть топлива заменяется полностью. Наиболее выгоревшие сборки выгружаются из центральной части реактора, а на их место ставятся частично выгоревшие сборки, которые ранее находились в менее активных областях. Следовательно, на место последних устанавливаются новые ТВС. Эта нехитрая схема перестановки считается традиционной и имеет ряд преимуществ, главным из которых является обеспечение равномерного энерговыделения. Конечно же, это условная схема, которая дает лишь общие представления о процессе.

Выдержка

После изъятия отработанного ядерного топлива из активной зоны реактора, его отправляют в бассейн выдержки, который, как правило, находится неподалеку. Дело в том, что в отработанных ТВС содержится огромное количество осколков деления урана. После выгрузки из реактора каждый ТВЭЛ содержит порядка 300 тысяч Кюри радиоактивных веществ, выделяющих 100 кВт/час энергии. За счет нее топливо саморазогревается и становится высокорадиоактивным.

Температура недавно выгруженного топлива может достигать 300°С. Поэтому его выдерживают на протяжении 3-4 лет под слоем воды, температура которой поддерживается в установленном диапазоне. По мере хранения под водой, радиоактивность топлива и мощность его остаточных выделений падает. Примерно через три года саморазогрев ТВС доходит уже до 50-60°С. Тогда топливо извлекают из бассейнов и отправляют на переработку или захоронение.

Металлический уран

Металлический уран используется в качестве топлива для ядерных реакторов относительно редко. Когда вещество достигает температуры 660°С, происходит фазовый переход, сопровождающийся изменением его структуры. Попросту говоря, уран увеличивается в объеме, что может привести к разрушению ТВЭЛа. В случае длительного облучения при температуре 200-500°С вещество подвергается радиационному росту. Суть этого явления заключается в удлинении облученного уранового стержня в 2-3 раза.

Применение металлического урана при температуре более 500°С затрудняется из-за его распухания. После деления ядра образуется два осколка, суммарный объем которых превышает объем того самого ядра. Часть осколков деления представлена атомами газов (ксенон, криптон и др.). Газ накапливается в порах урана и формирует внутреннее давление, которое растет по мере увеличения температуры. За счет увеличения объема атомов и повышения давления газов ядерное топливо начинает распухать. Таким образом, под этим подразумевается относительное изменение объема, связанное с делением ядер.

Сила распухания зависит от температуры ТВЭЛов и выгорания. С увеличением выгорания, возрастает количество осколков деления, а с увеличение температуры и выгорания - внутреннее давление газов. Если топливо обладает более высокими механическими качествами, то оно менее подвержено распуханию. Металлический уран к таким материалам не относится. Поэтому его применение в качестве топлива для ядерных реакторов ограничивает глубину выгорания, являющуюся одной из главных характеристик такого топлива.

Механические свойства урана и его радиационная стойкость улучшаются путем легирования материала. Это процесс предполагает добавление к нему алюминия, молибдена и других металлов. Благодаря легирующим добавкам, число нейтронов деления, необходимое на один захват, снижается. Поэтому для этих целей используются материалы, которые слабо поглощают нейтроны.

Тугоплавкие соединения

Хорошим ядерным топливом считаются некоторые тугоплавкие соединения урана: карбиды, окислы и интерметаллические соединения. Наиболее распространенным из них является диоксид урана (керамика). Его температура плавления составляет 2800°С, а плотность - 10,2 г/см 3 .

Так как у этого материала нет фазовых переходов, он менее подвержен распуханию, нежели сплавы урана. Благодаря этой особенности температуру выгорания можно повысить на несколько процентов. На высоких температурах керамика не взаимодействует с ниобием, цирконием, нержавеющей сталью и прочими материалами. Ее главный недостаток заключается в низкой теплопроводности - 4,5 кДж (м*К), ограничивающей удельную мощность реактора. Кроме того, горячая керамика склонна к растрескиванию.

Плутоний

Плутоний считается низкоплавким металлом. Он плавится при температуре 640°С. Из-за плохих пластических свойств он практически не поддается механической обработке. Токсичность вещества усложняет технологию изготовления ТВЭЛов. В атомной промышленности неоднократно предпринимались попытки использования плутония и его соединений, однако они не увенчались успехом. Использовать топливо для атомных электростанций, содержащее плутоний, нецелесообразно из-за примерно 2-кратного уменьшения периода разгона, на что не рассчитаны стандартные системы управления реакторами.

Для изготовления ядерного топлива, как правило, используют диоксид плутония, сплавы плутония с минералами, а также смесь карбидов плутония с карбидами урана. Высокими механическими свойствами и теплопроводностью обладают дисперсионные топлива, в которые частицы соединений урана и плутония размещаются в металлической матрице из молибдена, алюминия, нержавеющей стали и прочих металлов. От материала матрицы зависит радиационная стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива. К примеру, на первой АЭС дисперсионное топливо состояло из частиц уранового сплава с 9% молибдена, которые были залиты молибденом.

Что касается ториевого топлива, то оно на сегодня не используется в силу трудностей производства и переработки ТВЭЛов.

Добыча

Значительные объемы основного сырья для ядерного топлива - урана сконцентрированы в нескольких странах: Россия, США, Франция, Канада и ЮАР. Его залежи, как правило, находятся около золота и меди, поэтому все эти материалы добывают одновременно.

Здоровье людей, работающих на разработках, подвержено большой опасности. Дело в том, что уран является токсичным материалом, и газы, выделяющиеся в процессе его добычи, могут вызывать рак. И это притом, что в руде содержится не более 1% этого вещества.

Получение

Производство ядерного топлива из урановой руды включает в себя такие стадии, как:

1. Гидрометаллургическая переработка. Включает в себя выщелачивание, дробление и экстракционное или сорбционное извлечение. Результатом гидрометаллургической переработки является очищенная взвесь закиси оксиурана, диураната натрия или диураната аммония.
2. Перевод вещества из оксида в тетрафторид или гексафторид, используемый для обогащения урана-235.
3. Обогащение вещества путем центрифугирования или газовой термодиффузии.
4. Перевод обогащенного материала в диоксид, из которого производят «таблетки» ТВЭЛов.

Регенерация

Во время работы ядерного реактора топливо не может полностью выгорать, поэтому воспроизводятся свободные изотопы. В этой связи отработанные ТВЭЛЫ подлежат регенерации с целью повторного использования.

На сегодня эту задачу решают путем пьюрекс-процесса, состоящего из таких этапов, как:

1. Разрезание ТВЭЛов на две части и растворение их в азотной кислоте;
2. Очистка раствора от продуктов деления и частей оболочки;
3. Выделение чистых соединений урана и плутония.

После этого полученный диоксид плутония идет на производство новых сердечников, а уран - на обогащение или также изготовление сердечников. Переработка ядерного топлива является сложным и дорогостоящим процессом. Ее стоимость оказывает существенное влияние на экономическую целесообразность использования атомных электростанций. То же самое можно сказать и про захоронение отходов ядерного топлива, не пригодных к регенерации.

В настоящее время обращение с отработавшим ядерным топливом является лимитирующей стадией, то есть определяет перспективы развития атомной энергетики. Во всех странах с атомной энергетикой (кроме, пожалуй, Франции) накоплены колоссальные объемы ОЯТ, и нерешенность данной проблемы ставит под сомнение реализацию дальнейших планов развития атомных проектов.

Российской особенностью является обширная номенклатура накопленного топлива, что связано с историей развития атомной энергетики в нашей стране. Поэтому для решения проблемы ОЯТ необходимо развитие целого ряда уникальных технологий и создание комплекса объектов инфраструктуры.

Сложившаяся в России система обращения с ОЯТ включает хранение, транспортировку и переработку ОЯТ. Хранение осуществляется в приреакторных и пристанционных хранилищах атомных электростанций и исследовательских реакторов, в хранилищах бассейнового типа на двух комбинатах Госкорпорации «Росатом» – ФГУП «ГХК» и ФГУП «ПО «Маяк» – емкостью, соответственно, по 8600 т и 2500 т, а также на судах технологического обслуживания атомного ледокольного флота (ОЯТ транспортных реакторов) и береговых технических базах.

Сегодня на объектах Госкорпорации «Росатом» накоплено, в общей сложности, 22 тыс. т ОЯТ. Ежегодно из реакторов российских АЭС выгружается примерно 650 т отработавшего топлива, при этом перерабатывается не более 15% этого объема.

Для решения проблемы накопленного и вновь образующегося ОЯТ Госкорпорация «Росатом» создает систему обращения с отработавшим топливом, включающую нормативно-правовую, финансово-экономическую и инфраструктурную составляющие. Технологическая схема обращения с ОЯТ различных видов на период до 2030 года представлена на рисунке 1.

В настоящее время основным финансовым механизмом решения накопленных проблем в сфере обращения с ОЯТ, РАО и вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии является Федеральная целевая программа «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» (ФЦП ЯРБ). С 2015 года начнутся отчисления накоплений в фонд обращения с ОЯТ от юридических лиц-собственников отработавшего топлива (в основном – ОАО «Концерн Росэнергоатом»).

Среди крупных проектов по ОЯТ, реализация которых предусмотрена ФЦП ЯРБ, следует отметить:

• строительство «сухого» хра­нилища ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000;
• реконструкцию действующего «мокрого» хранилища на ГХК;
• подготовку и обеспечение вывоза с АЭС накопленных объемов ОЯТ;
• комплекс работ по обращению с ОЯТ реакторов типа АМБ (разделка ОТВС и переработка ОЯТ в ПО «Маяк»);
• вывоз и переработку высокообогащенных блоков ДАВ-90, накопленных от работы промышленных реакторов;
• создание опытно-демонстрационного центра по переработке ОЯТ на основе инновационных технологий;
• вывоз на переработку на ФГУП «ПО «Маяк» ОЯТ исследовательских реакторов и т.д.

Радиохимическое производство в ПО «Маяк»

Сегодня в России действует единственное радиохимическое производство – комплекс РТ-1 ПО «Маяк», где перерабатывается отработавшее топливо реакторов ВВЭР-440, БН-600, исследовательских и транспортных установок. Технологической схемой является модифицированный ПУРЕКС-процесс. При этом РТ-1 – единственное в мире радиохимическое производство, выделяющее, помимо урана и плутония, еще и нептуний. Таким образом, в остеклованные высокоактивные отходы, предназначенные к дальнейшему захоронению, в России в настоящее время уже не поступают радионуклиды, вносящие наибольший суммарный вклад в долговременную радиотоксичность захораниваемых отходов. Помимо этого, на РТ-1 действует единственная в мире установка фракционирования высокоактивных отходов для выделения нуклидов для производства изотопной продукции. ФЦП ЯРБ предусматривает выполнение мероприятий по обеспечению экологической безопасности, поэтапному снижению и прекращению сбросов жидких радиоактивных отходов ФГУП «ПО «Маяк». К таким мероприятиям относятся следующие:

• разработка стратегических решений по проблемам Теченского каскада водоемов;
• консервация водоемов В-9 (Карачай) и В-17 (Старое болото);
• создание системы общесплавной канализации с отводом очищенных вод в левобережный канал;
• сооружение установок очистки вод спецканализации, средне- и низкоактивных РАО;
• создание комплекса цементирования жидких и гетерогенных САО;
• создание комплекса переработки ТРО и строительство приповерхностного хранилища твердых САО и НАО;
• создание новой печи остекловывания и расширение хранилища остеклованных ВАО;
• создание современной системы радиоэкологического мониторинга.

В ПО «Маяк» проводятся работы по модернизации технологических схем переработки ОЯТ для снижения объемов технологических отходов, а также обеспечения возможности приема и переработки всех типов отработавшего топлива, включая неперерабатывающееся в настоящее время. В среднесрочной перспективе здесь должна быть обеспечена переработка наиболее «проблемных» видов накопленного ОЯТ – АМБ, ЭГП (в случае принятия соответствующего решения), ДАВ, дефектных сборок РБМК и т.д.

Подготовка к переработке ОЯТ АМБ

Одной из наиболее острых проблем в области ядерной и радиационной безопасности является обращение с ОЯТ реакторов АМБ. Два реактора АМБ Белоярской АЭС были остановлены в 1989 году. ОЯТ выгружено из реакторов и в настоящее время хранится в бассейнах выдержки Белоярской АЭС и «мокром» хранилище ПО «Маяк».

Характерные особенности отработавших тепловыделяющих сборок АМБ – наличие около 40 типов топливных композиций и большие габаритные размеры (длина ОТВС около 13 м). Основной проблемой при хранении их на Белоярской АЭС является коррозия чехловых труб кассет и облицовки бассейнов выдержки.

В ФЦП ЯРБ предусмотрен комплекс работ по обращению с ОЯТ АМБ, предусматривающий его переработку в ПО «Маяк». В настоящее время выбраны и обоснованы технологии радиохимической переработки ОЯТ АМБ и технологические регламенты. В 2011 году проведена опытная переработка топлива АМ – аналога ОЯТ АМБ. Разработан проект отделения разделки и пеналирования (ОРП), проведен конкурс на капитальные работы по его созданию (разработка рабочей документации, строительные работы и изготовление оборудования ОРП). Одновременно на Белоярской АЭС проведены мероприятия по безопасному хранению ОЯТ АМБ: установка кассет К17у из углеродистой стали в нержавеющие чехлы, подготовка технических средств для оперативного поиска и устранения течи облицовки бассейнов выдержки, реконструкция вентиляционных систем, подготовка к герметизации смежных с бассейнами помещений. К 2015 году запланировано завершение разработки и проверки технологических решений по разделке кассет с ОТВС в ОРП и радиохимической переработке ОЯТ, монтаж оборудования, пусконаладочные работы и ввод в эксплуатацию отделения разделки и пеналирования в ПО «Маяк».

Начало разделки и переработки ОЯТ АМБ запланировано на 2016 год. К 2018 году должно быть переработано ОЯТ, хранящееся в бассейне-хранилище ПО «Маяк», в 2020 году планируется полностью освободить бассейны Белоярской АЭС от этого топлива, в 2023 году – завершить его переработку.

Варианты окончательного решения вопроса ОЯТ ЭГП

Единственный вид ОЯТ, для обращения с которым на настоящий момент завершающей стадии не принято решения – топливо реакторов ЭГП (Билибинская АЭС). Как и ОЯТ АМБ, оно также является длинномерным, состав топливной композиции близок к составу одной из модификаций топлива АМБ, поэтому данный вид ОЯТ можно переработать в ПО «Маяк» после начала работы ОРП, то есть после 2016 года. Однако очень большая удаленность Билибинской АЭС, отсутствие инфраструктуры извлечения и удаления ОЯТ с площадки станции и адекватной транспортной инфраструктуры в районе ее расположения обуславливают крайне высокие затраты на реализацию данного проекта. В то же время вечная мерзлота в районе расположения Билибинской АЭС создает для организации пункта окончательной изоляции РАО и ОЯТ благоприятные условия, такие как:

• использование естественного теплофизического барьера;
• отсутствие во вмещающей геологической среде воды в свободном состоянии, что препятствует миграции радионуклидов из хранилища в окружающую среду;
• замедление окислительно-восстановительных реакций в вечномерзлых породах, что увеличивает время работоспособности инженерных барьеров.

В рамках ФЦП ЯРБ проработаны варианты вывоза ОЯТ с площадки Билибинской АЭС на переработку:

• автотранспортом в морской порт Черский, далее морским транспортом в Мурманск, затем железнодорожным транспортом в ПО «Маяк»;
• автотранспортом в аэропорт Кепервеем, далее воздушным транспортом в аэропорт «Емельяново», затем железнодорожным транспортом в ПО «Маяк».

Еще один вариант предусматривает сооружение в непосредственной близости от площадки Билибинской АЭС опытно-промышленного объекта подземной изоляции скважинного или штольневого типа («Безопасность ядерных технологий и окружающей среды», №2-2012, с. 133-139). Всесторонне обоснованный выбор в пользу одного из вариантов обращения с ОЯТ ЭГП должна принять в течение 2012 года рабочая группа, в которую входят представители Госкорпорации «Росатом», Чукотской администрации, организаций атомной отрасли – разработчиков транспортно-технологических схем обращения с ОЯТ ЭГП, экспертной организации Ростехнадзора (НТЦ ЯРБ).

Обращение с облученными блоками ДАВ

В настоящее время на Сибирском химическом и Горно-химическом комбинатах накоплен большой объем облученных блоков ДАВ-90, содержащих высокообогащенный уран. Они хранятся в бассейнах выдержки реакторных заводов с 1989 года. Ежегодные обследования состояния оболочек блоков ДАВ-90 показывают наличие коррозионных дефектов.

Госкорпорация «Росатом» приняла решение о вывозе блоков ДАВ-90 на переработку в ПО «Маяк». Разработана и изготовлена партия транспортно-упаковочных контейнеров, отвечающих всем современным требованиям безопасности, ведутся работы по подготовке и оснащению необходимым оборудованием узлов загрузки-выгрузки на СХК, ГХК и ПО «Маяк», по комплектации партий блоков ДАВ для транспортирования на переработку. В 2012 году должны быть проведены полномасштабные испытания транспортно-технологической схемы вывоза ДАВ-90 в ПО «Маяк», включая «горячие» испытания.

Удаление ОЯТ РБМК с площадок АЭС

Наибольший объем накопленного ОЯТ составляет топливо РБМК-1000, которое вплоть до 2011 года не вывозилось с АЭС. Для удаления основного объема накопленного ОЯТ РБМК-1000 с площадок станций предусматривается:

• создание на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС комплексов по разделке ОТВС;
• организация на АЭС буферных площадок «сухого» хранения ОЯТ в контейнерах двухцелевого назначения с последующим вывозом на ГХК;
• строительство на ГХК «сухого» хранилища.

В апреле 2012 года состоялся вывоз первого эшелона ОЯТ РБМК на «сухое» хранение.

В настоящее время эксплуатация комплекса по разделке ОТВС на Ленинградской АЭС идет в штатном режиме.

Комплекс разделки отработавшего топлива предназначен для приемки ОТВС из пристанционного хранилища, разделения ОТВС на два пучка твэлов (ПТ), установки ПТ в ампулы, загрузки ампул в дистанционирующий чехол МБК и загрузки чехла в контейнер. Безопасность работы обеспечивает технология ампулирования отдельных пучков твэлов перед загрузкой в контейнер. Ампула имеет ядерно безопасную геометрию и является для ПТ защитной оболочкой, не позволяющей ОЯТ выйти из нее, как в процессе разделки ОТВС в камере, так и при длительном хранении. Конструкция ампулы, а также схема транспортирования и хранения ПТ в индивидуальной оболочке обеспечивают:

• предотвращение просыпей ОЯТ при транспортных операциях в камере разделки ОТВС;
• снижение тяжести последствий возможных аварийных падений, как самих ампул, так и чехла с ампулами с ПТ при работах в отделении разделки;
• снижение тяжести последствий при возможных аварийных падениях контейнера при его транспортировке.

Дефектное ОЯТ РБМК, которое не может быть размещено на «сухое» хранение, в ближайшие годы будет перерабатываться в ПО «Маяк». В 2011 году реализован «пилотный» проект, продемонстрировавший возможность доставки и переработки ОЯТ РБМК по штатной технологии с получением товарной урановой продукции («Безопасность ядерных технологий и окружающей среды», №2-2012, с. 142-145).

Хранение ОЯТ на Горно-химическом комбинате

Создаваемое централизованное «сухое» хранилище ОЯТ на ГХК представляет собой сооружение камерного типа.

Проектные решения камерного хранилища предусматривают два контролируемых физических барьера:

• герметичный (сварной) пенал (высотой 4 м для 30 ПТ топлива РБМК-1000 и высотой 5 м для трех ОТВС ВВЭР-1000);
• узел хранения (труба), герметизируется сваркой.

Охлаждение узлов хранения обеспечивается естественной конвекцией: ОЯТ РУ РБМК-1000 – с поперечной, ОЯТ РУ ВВЭР-1000 – с продольной подачей воздуха.

В 2011 году состоялся ввод в эксплуатацию пускового комплекса для хранения ОТВС РБМК-1000 вместимостью 9200 т по UO 2 . В 2015 году будут запущены еще один модуль «сухого» хранилища для ОТВС РБМК-1000 на 15870 т UO 2 , а также «сухое» хранилище для ОТВС ВВЭР-1000 вместимостью 8600 т UO 2 .

В настоящее время ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 после трех лет выдержки в приреакторных бассейнах размещается в централизованном «мокром» хранилище ГХК, вместимость которого увеличена до 8600 т. Для дальнейшего увеличения емкости хранения ОЯТ ВВЭР-1000 предполагается создание контейнерного хранилища.

На Горно-химическом комбинате, помимо централизованных хранилищ ОЯТ, создается завод по фабрикации МОКС-топлива для быстрого реактора БН-800. Планируется строительство подземной лаборатории для исследований в области геологической изоляции высокоактивных и долгоживущих РАО, а также опытно-демонстрационного центра по отработке инновационных технологий переработки ОЯТ (в перспективе – крупного радиохимического перерабатывающего завода).

Опытно-демонстрационный центр

Создаваемый в настоящее время опытно-демонстрацио­нный центр (ОДЦ) предназначен для отработки в промышленном масштабе новых подходов к переработке ОЯТ с минимизацией образования жидких радиоактивных отходов, эффективным отделением на головных операциях 3Н и 129I для исключения этих нуклидов из сбросных потоков, получением достоверных исходных данных для проектирования крупномасштабного перерабатывающего комплекса. Будут изучены возможности переработки ОЯТ в режиме «заказа потребителя», то есть с задаваемыми заказчиком номенклатурой и качеством продуктов регенерации.

В процессе разработки ОДЦ происходит воссоздание современной научно-технологической базы для развития радиохимической промышленности и повышения уровня компетенции проектных и конструкторских организаций. На создаваемом ОДЦ будут отрабатываться инновационные технологии, в первую очередь, основанные на водных методах переработки (упрощенный ПУРЕКС-процесс, переработка с использованием кристаллизационной очистки урана, экстракционное фракционирование высокоактивных отходов, другие водные процессы) а также неводный метод переработки – флюидная экстракция. Технологическая схема основной технологической линии ОДЦ обеспечит замкнутый по воде технологический цикл и уменьшение объемов РАО для захоронения. Разрабатываемый ОДЦ является многофункциональным и включает: «базовую» технологическую линию, обеспечивающую отработку технологии полного цикла переработки ОЯТ, с производительностью от 100 т ОЯТ в год; исследовательские камеры для отработки отдельных операций новых технологий переработки ОЯТ, с производительностью от 2 т до 5 т ОЯТ в год; аналитический комплекс; узел переработки нетехнологических отходов; хранилище U-Pu-Np продуктов; хранилище ВАО; хранилище САО.

Из около 1000 единиц разрабатываемого для ОДЦ нестандартного оборудования около четверти – абсолютно новое оборудование, не имеющее аналогов. Для новых типов оборудования проводятся работы по его отработке на полномасштабных макетах на специально созданных «холодных» стендах. В настоящее время разработан проект ОДЦ, разрабатывается рабочая документация, подготовлена площадка строительства, проводятся конкурсы, идут работы по созданию нестандартного оборудования и закупка стандартного оборудования. К 2015 году планируется создать пусковой комплекс ОДЦ со строительством всего здания и коммуникаций в полном объеме и оборудованием исследовательских камер для старта отработки технологий в 2016 году.

Перспективы переработки ОЯТ на ГХК

На основе выбранных и отработанных в промышленном масштабе экологически и экономически оптимизированных инновационных технологий к 2025 году планируется создать крупномасштабный перерабатывающий радиохимический завод. Это предприятие совместно с производством топлива для быстрых реакторов и объектом окончательной изоляции отходов переработки ОЯТ предоставит возможность решить проблему как накопленного топлива, так и ОЯТ, которое будет выгружаться из существующих и планируемых к созданию АЭС.

Как в опытно-демонстрационном центре, так и на крупномасштабном производстве на ГХК предполагается перерабатывать ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и большую часть ОТВС РБМК-1000. Продукты регенерации будут использоваться в ядерном топливном цикле, уран – в производстве топлива для реакторов на тепловых нейтронах, плутоний (совместно с нептунием) – для быстрых реакторов. При этом темпы переработки ОЯТ РБМК будут зависеть от востребованности продуктов регенерации (как урана, так и плутония) в ядерном топливном цикле.

Подходы, описанные выше, легли в основу «Программы создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на 2012-2020 годы и на период до 2030 года», утвержденную в ноябре 2011 года («Безопасность ядерных технологий и окружающей среды», №2-2012, с. 40-55).

Автор

Политика Госкорпорации «Росатом» в области обращения с отработавшим ядерным топливом, изложенная в отраслевой Концепции по обращению с ОЯТ (2008 год), основывается на базовом принципе – необходимости переработки ОЯТ для обеспечения экологически приемлемого обращения с продуктами деления и возврата в ядерный топливный цикл регенерированных ядерных материалов. Высший приоритет при обращении с ОЯТ отдается обеспечению ядерной и радиационной безопасности, физической защиты и сохранности ядерных материалов на всех стадиях обращения с топливом, невозложению чрезмерного бремени на будущие поколения. Стратегическими направлениями в этой области являются:

• создание надежной системы контролируемого хранения ОЯТ;
• развитие технологий переработки ОЯТ;
• сбалансированное вовлечение продуктов регенерации в ядерный топливный цикл;
• окончательная изоляция (захоронение) образующихся при переработке радиоактивных отходов.

Хранение облученного ядерного топлива - сложный процесс, требующий повышенных мер безопасности. На Горно-химическом комбинате в г. Железногорск (Красноярский край) действуют водоохлаждаемое и сухое хранилища ОЯТ. Комбинат развивает технологии переработки отработавшего топлива, что поможет Росатому двигаться в сторону замыкания ядерного топливного цикла.

Отходы или ценное сырье?

Судьба ОЯТ может складываться по-разному. В большинстве стран ядерное топливо, отработавшее положенный срок в реакторе АЭС, считают радиоактивными отходами и отправляют в могильники или вывозят за рубеж. Сторонники такого подхода (среди них, например, США, Канада, Финляндия) придерживаются мнения, что на планете достаточно запасов урановой руды, чтобы осваивать дорогостоящий, сложный и потенциально опасный процесс переработки ОЯТ. Россия и еще несколько ядерных держав (в том числе Франция, Англия, Индия) развивают технологии переработки облученного топлива и стремятся к тому, чтобы в перспективе полностью замкнуть топливный цикл.

Замкнутый цикл предполагает, что полученное из урановой руды и отработавшее в реакторе топливо будет снова и снова перерабатываться и использоваться на АЭС. В результате ядерная энергетика фактически превратиться в возобновляемый ресурс, снизится количество радиоактивных отходов, а человечество будет обеспечено относительно дешевой энергией на тысячи лет.

Привлекательность переработки ОЯТ объясняется малой глубиной выгорания ядерного топлива в ходе одной кампании: на наиболее распространенных водо-водяных реакторах (ВВЭР) она не превышает 3-5%, на устаревших канальных реакторах большой мощности (РБМК) - всего 2 %, и только на реакторах на быстрых нейтронах (БН) может достигать 20 %, но таких реакторов промышленного масштаба пока всего два в мире (оба в России, на Белоярской АЭС). Таким образом, ОЯТ представляет собой источник ценных компонентов, в том числе изотопов урана и плутония.

Путь ОЯТ: от реактора до места хранения

Напомним, что на АЭС ядерное топливо поступает в виде тепловыделяющих сборок (ТВС), состоящих из герметичных стержней (тепловыделяющих элементов - ТВЭЛов), наполненных таблетками гексафторида урана.

Тепловыделяющая сборка для ВВЭР состоит из 312 ТВЭЛов, закрепленных на шестигранном каркасе (фото ПАО «НЗХК»)

Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) атомных электростанций требует особого обращения. Находясь в реакторе, ТВЭЛы накапливают большое количество продуктов деления, и даже спустя годы после извлечения из активной зоны выделяют тепло: на воздухе стержни разогревается до нескольких сотен градусов. Поэтому по окончании топливной кампании облученные сборки помещают в пристанционные бассейны выдержки. Вода отводит избыточное тепло и защищает персонал АЭС от повышенного уровня радиации.

Спустя три-пять лет ТВС все еще выделяют тепло, но временное отсутствие охлаждения уже не опасно. Атомщики пользуются этим, чтобы вывезти ОЯТ с электростанции в специализированные хранилища. В России отработавшее топливо отправляют на ПО «Маяк» (Челябинская область) и Изотопно-химический завод Горно-химического комбината (Красноярский край). ГХК специализируется на хранении топлива реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000. На предприятии действуют «мокрое» (водоохлаждаемое) хранилище, построенное в 1985 году, и сухое, поэтапно запущенное в 2011-2015 гг.

«Для транспортировки ОЯТ ВВЭР по железной дороге топливные сборки помещают в ТУК (транспортный упаковочный комплект), сертифицированный по стандартам МАГАТЭ, - рассказывает Игорь Сеелев, директор Изотопно-химического завода ГХК. - Каждый ТУК вмещает 12 сборок. Такой контейнер из нержавеющей стали обеспечивает полную защиту персонала и населения от излучения. Целостность упаковки не нарушится даже в случае тяжелой железнодорожной аварии. Состав с ОЯТ сопровождает сотрудник нашего комбината и вооруженная охрана».

В пути ОЯТ успевает разогреться до 50-80 °С, поэтому прибывший на комбинат ТУК отправляют в узел расхолаживания, где к нему по трубопроводам подается вода со скоростью 1 см/мин - резко менять температуру топлива нельзя. Через 3-5 часов контейнер охлаждается до 30°С. Воду сливают, и переносят ТУК в бассейн глубиной 8 м - для перегрузки. Крышку контейнера открывают прямо под водой. И под водой же переносят каждый ТВС в 20-местный чехол для хранения. Конечно, никаких водолазов на ГХК нет, все операции выполняют с помощью особого крана. Этот же кран перемещает чехол со сборками в отсек хранения.

Освободившийся ТУК отправляют на дезактивацию, после которой его можно без дополнительных предосторожностей перевозить по железной дороге. В год ГХК выполняет более 20 рейсов на атомные станции, по несколько контейнеров в каждом эшелоне.

«Мокрое» хранилище

«Мокрое» хранилище можно было бы принять за гигантский школьный спортзал, если бы не металлические листы на полу. Если приглядеться, можно заметить, что желтые разделительные полосы - это узкие люки. Когда нужно поставить чехол в тот или иной отсек, кран движется по этим полосам как по направляющим, перемещая груз под водой.
Над сборками надежный барьер для излучения - двухметровый слой обессоленной воды. В зале хранилища нормальная радиационная обстановка. Гости даже могут пройтись по крышкам люков и заглянуть в них.

Хранилище спроектировано с учетом проектных и запроектных аварий, то есть устойчиво к невероятным по силе землетрясениям и другим малореальным происшествиям. Для безопасности бассейн хранилища разделен на 20 отсеков. В случае гипотетической течи каждый из этих бетонных модулей можно изолировать от остальных и перенести сборки в неповрежденный отсек. Продуманы пассивные средства поддержания уровня воды для надежного отвода тепла.

В 2011 году, еще до событий на Фукусиме, хранилище расширили и усилили меры безопасности. По итогам реконструкции в 2015 году было получено разрешение на эксплуатацию до 2045 года. Сегодня «мокрое» хранилище принимает тепловыделяющие сборки типа ВВЭР-1000 российского и зарубежного производства. Бассейны позволяют разместить более 15 тысяч ТВС. Вся информация о размещенном ОЯТ фиксируется в электронной базе данных.

Сухое хранилище

«Мы стремимся к тому, чтобы водоохлаждаемое хранилище было лишь промежуточным этапом перед сухим хранением или переработкой. В этом смысле стратегия ГХК и Росатома соответствует общемировому вектору развития, - поясняет Игорь Сеелев. - В 2011 году мы сдали в эксплуатацию первую очередь сухого хранилища ОЯТ РБМК-1000, а в декабре 2015 - завершили строительство всего комплекса. В том же 2015-м на ГХК было запущено производство МОКС-топлива из переработанного ОЯТ. В декабре 2016 года была выполнена первая перегрузка топлива ВВЭР-1000 из «мокрого» хранилища в сухое».

В зале хранения размещаются бетонные модули, а в них - герметичные пеналы с ОЯТ, заполненные азотно-гелиевой смесью. Охлаждает сборки наружный воздух, который самотеком поступает по воздуховодам. При этом не требуется принудительной вентиляции: воздух движется из-за определенного расположение каналов, а отвод тепла происходит за счет конвективного теплообмена. Принцип тот же, что у тяги в камине.

Хранить ОЯТ сухим способом значительно безопаснее и дешевле. В отличие от «мокрого» хранилища здесь нет расходов на водоснабжение и водоподготовку, не нужно организовывать циркуляцию воды. Объект не пострадает при потере электропитания, да и от персонала не требуется никаких действий, кроме собственно загрузки топлива. В этом смысле создание сухой технологии - огромный шаг вперед. Однако полностью отказаться от водоохлаждаемого хранилища нельзя. Из-за повышенного тепловыделения сборки ВВЭР-1000 должны находиться в воде первые 10-15 лет. Только после этого их можно перемещать в сухой зал или отправлять на переработку.
«Принцип организации сухого хранилища очень прост, - говорит Игорь Сеелев, - однако его никто не предложил раньше. Сейчас патент на технологию принадлежит группе российских ученых. И это подходящая тема для экспансии Росатома на международный рынок, потому что технологией сухого хранения интересуются во многих странах. К нам уже приезжали японцы, французы и американцы. Ведутся переговоры о том, чтобы на ГХК привозили ОЯТ с тех АЭС, которые российские атомщики строят за рубежом».

Запуск сухого хранилища был особенно важным для станций с реакторами РБМК. До его создания был риск остановки мощностей Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС из-за переполнения пристанционных хранилищ. Нынешней емкости сухого хранилища ГХК достаточно, чтобы разместить отработанные сборки РБМК всех российских станций. Благодаря меньшему тепловыделению, их сразу направляют в сухом хранилище, минуя «мокрое». Здесь ОЯТ могут находиться на протяжении 100 лет. Возможно, за это время будут созданы экономически привлекательные технологии для его переработки.

Переработка ОЯТ

Планируется, что строящийся в Железногорске Опытно-демонстрационный центр (ОДЦ) по переработке отработавшего ядерного топлива будет сдан к 2020 году. Первый пусковой комплекс по производству МОКС-топлива (смешанное оксидное уран-плутониевое) выпускает всего 10 сборок в год, поскольку технологии пока отрабатываются и совершенствуются. В будущем мощность завода существенно вырастет. Сегодня на переработку можно отправлять сборки из обоих хранилищ Изотопно-химического завода, но очевидно, что с экономической точки зрения выгоднее начинать с переработки ОЯТ, накопившегося в «мокром» хранилище. Планируется, что в дальнейшем помимо сборок ВВЭР-1000 предприятие сможет перерабатывать ТВС реакторов на быстрых нейтронах, ТВС высокообогащенного урана (ВОУ) и ТВС зарубежного дизайна. На производстве будут получать порошок закиси-окиси урана, смесь оксидов урана, плутония, актинидов и отверждённые продукты деления.

ОДЦ позиционируется как самый современный в мире радиохимический завод поколения 3+ (заводы французской компании Areva имеют поколение 2+). Главная особенность внедряемых на ГХК технологий - отсутствие жидких и меньшее количество твердых радиоактивных отходов при переработке ОЯТ.

МОКС-топливо поставляется на реакторы типа БН Белоярской АЭС. Также Росатом работает над созданием РЕМИКС-топлива, которое после 2030 года, возможно, будет использоваться на реакторах типа ВВЭР. В отличие от МОКС-топлива, где плутоний смешивается с обедненным ураном, РЕМИКС-топливо планируется изготавливать из смеси плутония с обогащенным ураном.

При условии, что в стране будет достаточное количество АЭС с разными типами реакторов, работающих на смешанном топливе, Росатому удастся приблизиться к замыканию ядерного топливного цикла.

Горно-химический комбинат , Федеральное государственное унитарное предприятие, Федеральная ядерная организация (ФГУП ФЯО «ГХК»), предприятие Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом», дивизион ЗСЖЦ. Расположено в ЗАТО Железногорск Красноярского края. ФГУП ФЯО «ГХК» является ключевым предприятием Росатома по созданию технологического комплекса замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на основе инновационных технологий нового поколения.

Вывоз, переработка и утилизация отходов с 1 по 5 класс опасности

Работаем со всеми регионами России. Действующая лицензия. Полный комплект закрывающих документов. Индивидуальный подход к клиенту и гибкая ценовая политика.

С помощью данной формы вы можете оставить заявку на оказание услуг, запросить коммерческое предложение или получить бесплатную консультацию наших специалистов.

Отправить

В 20 веке безостановочный поиск идеального источника энергии, казалось бы завершился. Этим источником стали ядра атомов и реакции, происходящие в них - во всем мире началась активная разработка ядерного оружия и строительство атомных электростанций.

Но планета быстро столкнулась с проблемой – переработки и уничтожения ядерных отходов. Энергия атомных реакторов несет в себе массу опасностей, так же как и отходы данной отрасли. До сих пор тщательно проработанной технологии переработки не существует, в то время как сама сфера активно развивается. Поэтому безопасность зависит в первую очередь от правильной утилизации.

Определение

Ядерные отходы содержат в себе радиоактивные изотопы определенных химических элементов. В России, согласно определению, данному в ФЗ №170 «Об использовании атомной энергии» (от 21 ноября 1995 года), дальнейшее использование таких отходов не предусматривается.

Главная опасность материалов заключается в излучении гигантских доз радиации, губительно действующей на живой организм. Последствиями радиоактивного воздействия становятся генетические нарушения, лучевая болезнь и смерть.

Карта классификаций

Основным источником ядерных материалов в России являются сфера атомной энергетики и военные разработки. Все отходы ядерного производства имеют три степени радиации, знакомые многим еще из курса физики:

• Альфа - излучающие.
• Бета - излучающие.
• Гамма - излучающие.

Первые считаются самыми безобидными, так как дают неопасный уровень радиации, в отличие от двух других. Правда, это не мешает им входить в класс наиболее опасных отходов.


В целом, карта классификаций ядерных отходов в России делит их на три вида:

1. Твердый ядерный мусор. К нему относится огромное количество материалов технического обслуживания в сферах энергетики, одежда персонала, мусор, скапливающийся в ходе работы. Такие отходы сжигают в печах, после чего пепел смешивается со специальной цементной смесью. Ее заливают в бочки, запаивают и отправляют в хранилище. Захоронение подробно описано ниже.
2. Жидкие. Процесс работы атомных реакторов невозможен без использования технологических растворов. Кроме того, сюда относится вода, которую применяют для обработки спец костюмов и мытья работников. Жидкости тщательно выпаривают, а дальше происходит захоронение. Жидкие отходы нередко перерабатываются и используются в качестве топлива для атомных реакторов.
3. Элементы конструкции реакторов, транспорта и средств технического контроля на предприятии составляют отдельную группу. Их утилизация - самая дорогостоящая. На сегодняшний день существует два выхода: установка саркофага или демонтаж с его частичной дезактивацией и дальнейшее отправление в хранилище на захоронение.

Карта ядерных отходов в России также определяет низкоактивные и высокоактивные:

• Низкоактивные отходы — возникают в процессе деятельности лечебных учреждений, институтов и исследовательских центров. Здесь радиоактивные вещества применяются для проведения химических тестов. Уровень радиации, излучаемой этими материалами, очень низок. Правильная утилизация позволяет превратить опасный мусор в обычный приблизительно за несколько недель, после чего его можно уничтожить как обычные отходы.
• Высокоактивные отходы - это отработанное топливо реакторов и материалы, применяемые в военной промышленности для разработки ядерного оружия. Топливо на станциях представляет собой специальные стержни с радиоактивным веществом. Реактор функционирует примерно 12 — 18 месяцев, после чего топливо необходимо менять. Объем отходов при этом просто колоссальный. И эта цифра растет во всех странах, развивающих сферу атомной энергетики. Утилизация высокоактивных отходов должна учитывать все нюансы, чтобы избежать катастрофы для окружающей среды и человека.

Переработка и утилизация

На данный момент существует несколько методов утилизации ядерных отходов. Все они имеют свои преимущества и недочеты, но как ни крути, не позволяют полностью избавиться от опасности радиоактивного воздействия.

Захоронение

Захоронение отходов - наиболее перспективный метод утилизации, который особенно активно применяется в России. Сначала происходит процесс витрификации или «остекловывания» отходов. Отработавшее вещество кальцинируют, после чего в смесь добавляется кварц, и такое «жидкое стекло» вливается в специальные цилиндрические формы из стали. Полученный стеклянный материал устойчив к воздействию воды, что уменьшает возможность попадания радиоактивных элементов в среду.

Готовые цилиндры заваривают и тщательно моют, избавляясь от малейшего загрязнения. Далее они отправляются в хранилище на очень длительное время. Хранилище устраивают на геологических устойчивых территориях, чтобы хранилище не было повреждено.

Геологическое захоронение осуществляют на глубине более 300 метров таким образом, чтобы в течение долгого времени отходы не нуждались в дальнейшем обслуживании.

Сжигание

Часть ядерных материалов, как уже говорилось выше, представляет собой непосредственные результаты производства, а своего рода побочный мусор в сфере энергетики. Это материалы, в ходе производства подвергшиеся облучению: макулатура, дерево, одежда, бытовой мусор.

Все это сжигается в специально спроектированных печах, позволяющих минимизировать уровень токсичных веществ в атмосферу. Пепел, среди прочих отходов, подвергается цементированию.

Цементирование

Захоронение (один из способов) ядерных отходов в России путем цементирования – одна из самых распространенных практик. Суть заключается в помещении облученных материалов и радиоактивных элементов в специальные контейнеры, которые затем заливают специальным раствором. В состав такого раствора входит целый коктейль из химических элементов.

В результате он практически не подвергается воздействию внешней среды, что позволяет достичь практически неограниченного срока. Но стоит сделать оговорку, что подобное захоронение возможно только для утилизации отходов среднего уровня опасности.

Уплотнение

Давняя и достаточно надежная практика, нацеленная на захоронение и уменьшение объема отходов. Она не применяется для переработки основных топливных материалов, но позволяет обработать другие отходы низкого уровня опасности. В данной технологии применяются гидравлические и пневматические прессы с низкой силой давления.

Повторное применение

Использование радиоактивного материала в области энергетики происходит не в полной мере – в силу специфики активности данных веществ. Отработавшие свое, отходы все еще остаются потенциальным источником энергии для реакторов.

В современном мире и тем более в России ситуация с энергетическими ресурсами довольно серьезная, и потому вторичное использование ядерных материалов в качестве топлива для реакторов уже не кажется невероятным.

Сегодня существуют методы, позволяющие применять отработавшее сырье для применения в сферах энергетики. Радиоизотопы, содержащиеся в отходах, используют для обработки пищевых продуктов и в качестве «батарейки» для работы термоэлектрических реакторов.

Но пока технология еще находится в развитии, и идеального метода переработки не найдено. Тем не менее, переработка и уничтожение ядерных отходов позволяет частично разрешить вопрос с подобным мусором, используя его в качестве топлива для реакторов.

К сожалению в России подобный метод избавления от ядерного мусора практически не развивается.

Объемы

В России во всем мире объемы ядерных отходов, отправляющихся на захоронение, составляют десятки тысяч кубометров ежегодно. Каждый год европейские хранилища принимают около 45 тысяч кубометров отходов, а в США такой объем поглощает лишь один полигон в штате Невада.

Ядерные отходы и работы связанные с ними за рубежом и в России – это деятельность специализированных предприятий, снабженных качественной техникой и оборудованием. На предприятиях отходы подвергаются различным способам обработки, описанным выше. В результате удается уменьшить объем, снизить уровень опасности и даже использовать некоторый мусор в сфере энергетики как топливо для атомных реакторов.

Мирный атом давно доказал, что все не так просто. Область энергетики развивается, и будет развиваться. То же можно сказать и о военной сфере. Но если на выброс других отходов мы иногда закрываем глаза, неправильно утилизированные ядерный мусор может стать причиной тотальной катастрофы для всего человечества. Поэтому этот вопрос требует скорейшего решения, пока не поздно.