A kiégett nukleáris fűtőelemek újrafeldolgozása olyan folyamat, amelynek során uránt , plutóniumot és radioaktív izotópokat vonnak ki a kiégett nukleáris fűtőelemekből ( SNF ) vegyi kezeléssel [1] .
Kezdetben az SNF-et kizárólag a plutónium nukleáris fegyverek előállítása során történő kinyerése céljából dolgozták fel . Jelenleg gyakorlatilag leállt a fegyveres minőségű plutónium gyártása. Ezt követően felmerült az igény az energiareaktorokból származó üzemanyag feldolgozására. Az erőművi reaktorok tüzelőanyag-újrafeldolgozásának egyik célja az erőművi reaktorok tüzelőanyagaként történő újrafelhasználása, beleértve a MOX-fűtőanyag részeként vagy a zárt üzemanyagciklus (CFFC) megvalósítását. 2025-re egy nagyüzemi feldolgozó radiokémiai üzem létrehozását tervezik, amely lehetőséget ad mind a tárolt fűtőelemek, mind a meglévő és tervezett atomerőművekből kirakott kiégett nukleáris fűtőelemek problémájának megoldására. A Zheleznogorsk GCC -ben a tervek szerint mind a kísérleti demonstrációs központban (ODC), mind a VVER-1000 nyomottvizes erőműves reaktorokból SNF nagyüzemi előállítása során, valamint az RBMK-1000 csatorna típusú reaktorokból származó hulladék nagy részének feldolgozását tervezik. A regenerációs termékeket a nukleáris üzemanyagciklusban, az uránt a termikus neutronreaktorok üzemanyagának előállításához, a plutóniumot (a neptuniummal együtt) a gyorsneutronos reaktorokhoz használják majd, amelyek olyan neutron tulajdonságokkal rendelkeznek, amelyek lehetővé teszik a nukleáris üzemanyagciklus hatékony lezárását. Ugyanakkor az RBMK SNF újrafeldolgozási sebessége a nukleáris üzemanyagciklusban a regenerációs termékek (urán és plutónium) iránti kereslettől függ. Ezek a megközelítések képezték a 2011 novemberében jóváhagyott, 2011-2020 közötti, valamint a 2030-ig tartó időszakra szóló Infrastruktúra-teremtési és KNT-gazdálkodási Program alapját. [2]
Oroszországban az 1948-ban alapított Majak Termelő Egyesületet [1] tartják az első olyan vállalkozásnak, amely képes a kiégett nukleáris fűtőelemek újrafeldolgozására . További nagy radiokémiai üzemek Oroszországban a Szibériai Vegyipari Kombinát és a Zheleznogorszki Bányászati és Vegyipari Kombinát . Nagy radiokémiai gyártások működnek Angliában (a Sellafield [3] üzem ), Franciaországban (a Cogema )) [4] [5] ; a gyártást Japánban (Rokkasho, 2010-es évek), Kínában (Lanzhou, 2020), Krasznojarszk-26- ban ( RT-2 , 2020 -as évek) tervezik [6] . Az Egyesült Államok felhagyott a reaktorokból kirakott üzemanyag tömeges feldolgozásával, és speciális tárolókban tárolja [1] [7] .
A nukleáris üzemanyag leggyakrabban cirkóniumötvözetből vagy acélból készült lezárt tartály, amelyet gyakran fűtőelemnek (FEL) is neveznek. A bennük lévő urán kis oxidszemcsék vagy (sokkal ritkábban) egyéb hőálló uránvegyületek, például urán-nitrid formájában van. Az urán bomlása során más kémiai elemek sok instabil izotópja keletkezik, beleértve a gázneműeket is. A biztonsági előírások szabályozzák a fűtőelem tömítettségét a teljes élettartamra, és ezek a bomlástermékek a fűtőelemben maradnak. A bomlástermékeken kívül jelentős mennyiségű urán-238, kis mennyiségben el nem égett urán-235, valamint a reaktorban keletkezett plutónium marad vissza.
Az újrafeldolgozás feladata a kiégett fűtőelemek sugárzási veszélyének minimalizálása, a fel nem használt komponensek biztonságos elhelyezése, a hasznos anyagok elkülönítése és további felhasználásuk biztosítása. Erre leggyakrabban kémiai elválasztási módszereket alkalmaznak [8] . A legegyszerűbb módszerek az oldatos feldolgozás, azonban ezek a módszerek termelik a legtöbb folyékony radioaktív hulladékot, így ezek a módszerek csak az atomkorszak hajnalán voltak népszerűek. Jelenleg módszereket keresnek a lehetőleg szilárd hulladék mennyiségének minimalizálására. Üvegesítéssel könnyebben ártalmatlaníthatóak.
A kiégett nukleáris fűtőelemek (SNF) feldolgozásának minden modern technológiai sémája középpontjában az extrakciós eljárások állnak, leggyakrabban az úgynevezett Purex-eljárás (az angol nyelvből Pu U Recovery EXtraction ), amely a plutónium reduktív eltávolításából áll. uránnal és hasadási termékekkel közös kivonat . Az egyes feldolgozási sémák a felhasznált reagenskészletben, az egyes technológiai szakaszok sorrendjében és a műszerekben különböznek.
Az újrafeldolgozásból leválasztott plutónium üzemanyagként használható fel urán - oxiddal keverve . Üzemanyagként kellően hosszú hadjárat után a plutónium csaknem kétharmada Pu-239 és Pu-241 izotóp, körülbelül egyharmada pedig Pu-240 [9] [10] , ezért nem használható megbízható és kiszámíthatóvá. nukleáris töltések (240 izotóp egy szennyező) [11] [12] .
A kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozásának globális problémája a nagy mennyiségű radioaktív hulladék, beleértve a hosszú felezési idejűeket is. Maga az újrahasznosítási folyamat nagy mennyiségű kémiai reagenst (savakat, lúgokat, vizet és szerves oldószereket) igényel, hiszen valójában az üzemanyag-kazetta anyaga kémiailag teljesen feloldódik savakban vagy lúgokban, ami után a céltermékek szabadulnak fel. A hulladék egyaránt tartalmaz érintett reagenseket, amelyek indukált radioaktivitást kaptak, valamint a kiégett nukleáris fűtőelemek maradék vagy szükségtelen frakcióit.
1 tonna VVER típusú reaktorból kivont SNF 950-980 kg urán-235 és 238, 5-10 kg plutónium, hasadási termékek (1,2-1,5 kg cézium-137, 770 g technécium) 90, 500 g stroncium -90, 200 g jód-129, 12-15 g szamárium-151, kisebb aktinidák (500 g neptúnium-237, 120-350 g amerícium-241 és 243, 60 g curium-242 és 244), valamint a szelén, cirkónium, palládium, ón és más elemek kisebb számú radioizotópjában [13] . Míg sok izotóp felezési ideje napoktól több tíz napig terjed, sok más izotóp felezési ideje több tíz év, egyes izotópok esetében pedig több százezer és tízmillió év, ami emberi léptékben egy örökkévalóságot jelent.
Rövid élettartamú hasadási termékek [13]
| Nuklid | Т1/2 | Nuklid | Т1/2 |
|---|---|---|---|
| 85 kr | 10,8 év | 144 Pr | 17,28 m |
| 137 Cs _ | 26,6 éves | 106 Rh | 30.07 tól |
| 90 Sr_ | 29 év | 147 óra | 2,6 év |
| 137 m Ba | 156 nap | 134 Cs _ | 2,3 év |
| 90 Y | 2,6 nap | 154 Eu | 8,8 év |
| 144 Ce | 284,91 | 155 Eu | 4,753 év |
| 106 Ru | 371,8 nap |
Hosszú élettartamú hasadási termékek [13]
| Nuklid | 79 se | 99Tc_ _ | 93 Zr | 126 sn | 129 I | 135 Cs _ |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Т1/2 | 3,27( 8 )⋅105 L | 2.111(12)⋅10 5 L | 1,61(5)⋅10 6 L | 2,30(14 ) ⋅105 L | 1,57(4)⋅10 7 l | 2,3⋅10 6 l |
A feldolgozási technológiák fejlesztése és tökéletesítése nem oldja meg főbb problémáit. A hosszú felezési idők a megbízható adattárak megszervezésének lehetetlenségével, valamint a tárolók fenntartásának és fenntartásának több száz és ezer éves magas költségeivel járnak. A földalatti hulladéklerakás geológiai képződményekben történő elhelyezésének technológiája nem oldja meg a természeti katasztrófák problémáját, mert 1 millió év múlva is erős földrengés nyithatja meg a még radioaktív temetkezési rétegeket. A felszíni tárolókban és temetkezési helyeken történő tárolás nem zárja ki a Mayaknál többször előforduló balesetek kockázatát.