7.3. Создание замкнутого ядерного топливного цикла

В настоящее время в связи с интенсивным усовершенствованием существующих конструкций ядерных реакторов (эволюционные системы) и разработкой реакторов четвертого поколения с критическими и сверхкритическими параметрами страны с развитой ядерной энергетикой отдают предпочтение замкнутому ядерному топливному циклу (ЯТЦ). Создание замкнутого ядерного топливного цикла предполагает переработку отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с извлечением из него урана и трансурановых элементов (плутония, нептуния, кюрия, америция) и возвращением их в топливный цикл АЭС после соответствующего изготовления топливной смеси для тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов. Для этого требуется создать экономически целесообразную технологию радиохимической переработки ОЯТ, конкурентоспособную с добычей природного урана для будущей ядерной энергетики. При создании такой технологии необходимо учесть радиационную безопасность эксплуатирующего персонала, так как ОЯТ содержит элементы, обладающие высоким уровнем радиотоксичности.

Радиотоксичность ОЯТ и РАО АЭС. Радиотоксичность ОЯТ определяется типом ядерного топлива (урановое UО₂, смешанное уран-плутониевое топливо (U, Pu)О₂), энергетическим спектром нейтронов в активной зоне реактора (типом реактора: ВВЭР или РБМК), глубиной выгорания топлива и временем его хранения после выгрузки из реактора. Общие радиоактивные характеристики ОЯТ рассчитываются с помощью компьютерных программ.

Для каждого элемента ОЯТ программы рассчитывают величину радиоактивности, остаточного тепловыделения, радиотоксичности для данного стандартного уровня выгорания в зависимости от времени хранения ОЯТ после выгрузки из реактора (рис. 7.43, 7.44).

Полная радиоактивность ОЯТ реактора ВВЭР-1000 в течение первых 200 лет его хранения будет определяться в основном продуктами деления и спадает от 1,4·10 5 после 1 года выдержки до 200 ТБк. После 200 лет хранения вклад актиноидов (~ 300 ТБк) в радиоактивность ОЯТ становится доминирующим и будет далее спадать очень медленно в процессе естественного радиоактивного распада до 100 ТБк после 1000 лет и до 13 ТБк после 25000 лет хранения. Остаточное тепловыделение ОЯТ изменяется от 2 кВт/ттм (1 год хранения) до 65 Вт/ттм после 1000 лет, где ттм – тонна тяжелого металла.

Рис. 7.43. Радиоактивность ОЯТ ВВЭР-1000, в единицах (распад/с)/ттм (ттм – тонна тяжелого металла). Выгорание топлива 40 ГВт·сут/т

Рис. 7.44. Радиотоксичность топлива UО 2 в зависимости от времени хранения (3,7% 235 U, 45 ГВт·сут/т)

Временную зависимость радиотоксичности ОЯТ UO2 до 106 лет определяют изотопы плутония и продукты их распада, Np и дочерние продукты изотопов урана определяют радиотоксичность в интервале в несколько миллионов лет. Увеличение выгорания топлива UO2 приводит к почти линейному пропорциональному накоплению в ОЯТ актиноидов, продуктов деления, возрастанию его активности и радиотоксичности. Кроме того, при этом происходит изменение изотопного состава актиноидов.

Топливные циклы атомной энергетики

В настоящее время в атомной энергетике используются открытый (красная линия) и замкнутый (из отработанного топлива извлекается плутоний, который смешивается с ураном для повторного использования в тепловом реакторе) топливные циклы. В будущем предпочтение, вероятно, будет отдано усовершенствованному замкнутому циклу (белая линия): плутоний вместе с другими актинидами и, возможно, ураном из отработанного топлива будут перерабатываться и использоваться в специальных реакторах-дожигателях, что позволит резко сократить количество отходов, требующих долгосрочного хранения.