Ядерное топливо. Добыча, переработка, захоронение отходов. Предприятия по переработке и захоронению радиоактивных отходов

Добыча урановой руды. Природный уран состоит из трех изотопов -²³⁵U (0.7115%), ²³⁸U (99.2831%) и ²³⁴U (0,0054%).

Переработка урановой руды. После добычи урановой руды она размельча­ется и отделяется от пустой породы. Обычно для этого используют процесс фло­тации. Переработанный уран представляет собой концентрат оксида урана –U₃O₈.

Получение гексафторида урана UF₆. В последующем концентрат оксида урана доставляется на специальное предприятие, на котором в результате обра­ботки получают химическое соединение гексафторид урана - UF₆. Это удобная форма для последующего обогащения урана с использованием процесса газовой диффузии, так как соединение UF₆ сублимируется (возгоняется) при температуре 53 °С.

Обогащение урана. Природный уран содержит всего 0.7% делящегося изо­топа ²³⁵U, остальные 99.3% приходятся на ²³⁸U. В то же время урановое топливо должно содержать не менее 2% ²³⁵U. Такое его содержание достигается на спе­циальных обогатительных фабриках посредством обогащения гексафторида ура­на. В результате процесса образуются два потока, содержащие соединения ²³⁵U. Обедненный ²³⁵U хранится на обогатительной фабрике в отвалах, а обогащенный превращается в диоксид урана (UO₂) и направляется на завод по производству тепловыделяющих элементов (твэлов). При этом содержание ²³⁵U повышается с 0.7 % в исходном сырье до 1.8-4.9 % - для реакторов на тепловых нейтронах. 8 - 20 % для высокотемпературных газовых реакторов и более 20 % -для реак­торов на быстрых нейтронах.

Изготовление твэлов. На заводах по изготовлению твэлов диоксид урана, предназначенный для реакторов, переводят в топливные таблетки и помещают в трубки из циркалоя (циркониевого сплава), получая твелы. Определенное число трубок соединяют вместе при помощи соответствующих связывающих пластин, фитингов и прокладок, образуя ТВС. ТВС в последующем используются в ЯЭР.

Загрузка топлива и эксплуатация реактора. Укомплектованные сборки доставляются на атомную станцию (АС) в специальных контейнерах и разме­щаются в камерах, предназначенных для свежего топлива. Отметим, что свежее топливо обладает низкой удельной а - активностью, у - излучение практически отсутствует.

Использованные ТВС перемещаются в бассейн выдержки, а сборки со све­жим топливом загружаются в активную зону на освободившиеся места. Далее в соответствии с технологическим процессом происходит запуск реактора.

Хранение отработанного топлива. Отработавшее топливо высокорадиоак­тивно, так как содержит продукты деления ²³⁵U. Для уменьшения радиоактивно­сти отработавшее топливо помещается в специальное хранилище, где оно вы­держивается несколько лет, с тем чтобы распались короткоживущие радионук­лиды (⁹⁵Zr, ⁹⁵Nb, изотопы йода и т.п.).

Переработка отработанного топлива. Отработанное в ядерных реакторах топливо может отправляться на захоронение, но может быть и переработано с извлечением необходимых компонентов и частично повторно (дополнительно) использовано. Переработка отработанного топлива осуществляется на специаль­ных перерабатывающих предприятиях - радиохимических заводах. В ходе тех­нологических процессов переработки осуществляется разделка твэлов, растворе­ние топлива, химическое отделение урана, плутония, цезия, стронция и других радиоактивных изотопов и изготовление различных расщепляющихся материа­лов (ядерного топлива для боеприпасов, источников ионизирующих излучений, индикаторов и т.д.).

В настоящее время все технологии по переработке отработанного топлива и восстановления плутония приостановлены из-за подписания ряда соглашений между ведущими ядерными державами по вопросам ограничения распростране­ния ядерного оружия и снижения его арсеналов, а также с целью предотвращения возможности его хищения в другие страны и приобретения террористиче­скими организациями.

Удаление отходов. Радиоактивные отходы радиохимических заводов направляются на захоронение. Однако перед захоронением они нуждаются в до­полнительной переработке. Низко- и среднеактивные отходы (НСАО), характеризующиеся большими объемами, направляются на переработку, общей тенден­цией которой является максимально возможное уменьшение их объема при по­мощи технологических процессов сорбции, коагуляции, выпаривания, прессовки и т.д. с последующим включением в матрицы (цемент, битум, смолы и т.д.). Хранение НСАО осуществляется в бетонных емкостях с последующим захоро­нением в естественных или искусственных полостях. Для хранения и переработ­ки высокоактивных (ВАО) отходов отработаны необходимые технологии.