Высокоактивные радиоактивные отходы ядерного топлива

Введение

Высокорадиоактивные отходы

Высокорадиоактивные отходы (ВРО) – это тип ядерных отходов, образующихся в результате переработки отработавшего ядерного топлива. Они существуют в двух основных формах:

Рафинат первого и второго циклов и другие потоки отходов, образующиеся в процессе ядерной переработки. Отходы, формирующиеся при витрификации жидких высокорадиоактивных отходов. Жидкие высокорадиоактивные отходы обычно временно хранятся в подземных резервуарах до витрификации. Большая часть ВРО, образовавшихся в рамках Манхэттенского проекта и программ вооружений времён холодной войны, существует в этой форме, поскольку финансирование дальнейшей переработки, как правило, не предусматривалось в первоначальных программах вооружений. И отработавшее ядерное топливо, и витрифицированные отходы считаются подходящими формами для долгосрочного захоронения после периода временного хранения в случае отработавшего ядерного топлива. ВРО содержат многие продукты деления и трансплутониевые элементы, образующиеся в активной зоне реактора, и являются наиболее радиоактивным типом ядерных отходов. На долю ВРО приходится более 95% всей радиоактивности, образующейся в процессе производства ядерной энергии. Иными словами, хотя большая часть ядерных отходов – это отходы низкого и среднего уровня, такие как защитная одежда и оборудование, загрязнённые радиацией, основная часть радиоактивности, образующейся в процессе производства ядерной энергии, приходится на высокорадиоактивные отходы. Некоторые страны, в частности Франция, перерабатывают отработавшее топливо. ВРО обладают высокой радиоактивностью и, следовательно, требуют специальной защиты при обращении и транспортировке. Первоначально они также нуждаются в охлаждении, поскольку выделяют значительное количество тепла. Большая часть тепла, по крайней мере после распада короткоживущих нуклидов, обусловлена продуктами деления средней продолжительности жизни – цезием-137 и стронцием-90, период полураспада которых составляет около 30 лет. Типичный крупный ядерный реактор мощностью 1000 МВт производит 25–30 тонн отработавшего топлива в год. Если бы топливо было переработано и витрифицировано, объём отходов составил бы всего около трёх кубических метров в год, но тепловой поток распада остался бы почти таким же. Общепринято, что конечные отходы будут захоронены в глубоком геологическом хранилище, и многие страны разработали планы по созданию таких объектов, включая Финляндию, Францию, Японию, Соединённые Штаты и Швецию.

First and second cycle raffinate and other waste streams created by nuclear reprocessing. Waste formed by vitrification of liquid high level waste. Liquid high level waste is typically held temporarily in underground tanks pending vitrification. Most of the high level waste created by the Manhattan Project and the weapons programs of the cold war exists in this form because funding for further processing was typically not part of the original weapons programs. Both spent nuclear fuel and vitrified waste are considered as suitable forms for long term disposal, after a period of temporary storage in the case of spent nuclear fuel. HLW contains many of the fission products and transuranic elements generated in the reactor core and is the type of nuclear waste with the highest activity. HLW accounts for over 95% of the total radioactivity produced in the nuclear power process. In other words, while most nuclear waste is low level and intermediate level waste, such as protective clothing and equipment that have been contaminated with radiation, the majority of the radioactivity produced from the nuclear power generation process comes from high level waste. Some countries, particularly France, reprocess commercial spent fuel. High level waste is very radioactive and, therefore, requires special shielding during handling and transport. Initially it also needs cooling, because it generates a great deal of heat. Most of the heat, at least after short lived nuclides have decayed, is from the medium lived fission products caesium 137 and strontium 90, which have half lives on the order of 30 years. A typical large 1000 MWe nuclear reactor produces 25–30 tons of spent fuel per year. If the fuel were reprocessed and vitrified, the waste volume would be only about three cubic meters per year, but the decay heat would be almost the same. It is generally accepted that the final waste will be disposed of in a deep geological repository, and many countries have developed plans for such a site, including Finland, France, Japan, United States and Sweden.

Определения

Высокорадиоактивные отходы – это высокорадиоактивные отходы, образующиеся в результате переработки отработавшего ядерного топлива, включая жидкие отходы, образующиеся непосредственно в процессе переработки, и любые твердые материалы, полученные из этих жидких отходов и содержащие продукты деления в достаточных концентрациях, а также другие высокорадиоактивные материалы, требующие, в соответствии с действующим законодательством, постоянной изоляции. Отработавшее (использованное) ядерное топливо. Отработавшее ядерное топливо – это топливо, использованное в ядерном реакторе, которое больше не эффективно для выработки электроэнергии, поскольку процесс деления замедлился из-за накопления продуктов-отравлений. Однако оно все еще сильно нагрето, высокорадиоактивно и потенциально опасно. Материалы, образующиеся при переработке. Материалы для ядерного оружия получают путем переработки отработавшего ядерного топлива из реакторов-размножителей. Переработка – это метод химической обработки отработавшего топлива для извлечения урана и плутония. Побочным продуктом переработки является высокорадиоактивный шламовый остаток.

Хранение

Высокоактивные радиоактивные отходы хранятся в бассейнах выдержанного ядерного топлива в течение 10 или 20 лет, после чего могут быть помещены в хранилища сухого типа. В 1997 году в 20 странах, производящих большую часть мировой электроэнергии на атомных электростанциях, общая емкость для хранения отработанного топлива непосредственно на реакторах составляла 148 000 тонн, при этом 59% этой емкости было задействовано. Емкость хранилищ, расположенных за пределами реакторных отделений, составляла 78 000 тонн, при этом 44% были использованы.