Ядрени отпадъци и отпадъци от ядрено гориво – абсолютно две различни концепции. Настъпва изхвърляне и на двете по различни начини. Трябва да се отбележи, че проблемът с погребването на отпадъци от ядрено гориво не е остър, тъй като днес съществуват механизми за тяхната обработка за по-нататъшна употреба.

Какво представляват отпадъците от ядрено гориво

Това са елементи, генериращи гориво. Те съдържат остатъци от ядрено гориво и други компоненти. Индустриални предприятияобработват веществото с помощта на специални механизми. В резултат на това отпадъците се превръщат обратно в пълноценно гориво, използвано за обслужване на ядрени инсталации от всякакъв тип (атомни електроцентрали, подводници, индустрия).

Съвсем друга картина с ядрените отпадъци. Днес няма механизъм за тяхната обработка. Всъщност е възможно само рециклиране. Но този процес вече има нюанси, които човечеството все още не е успяло да разреши.

Видове отпадъци

Има няколко вида такива отпадъци:

  • трудно;
  • течност;
  • елементи на ядрени инсталации.

Всеки вид отпадък се изхвърля по различен начин. И така, твърдите вещества се изгарят, след което пепелта се смесва с цимент. Получените плочи се съхраняват в специални складове. Течностите се изпаряват, пакетират се в предназначени за целта съдове и се заравят в земята. Процесът на рециклиране на елементарни компоненти на ядрени инсталации е много по-сложен.

Оказва се, че отпадъците от ядрено гориво са много по-полезни за човечеството? точно така Има много области на човешката дейност, където се използват рециклирани отпадъци. това:

  • оръжейна индустрия;
  • лекарство;
  • селско стопанство;
  • производство и така нататък.

В световен мащаб има забрана за внос на ядрени отпадъци в страната. Въпреки това, предвид процеса на тяхното изхвърляне, възниква логичен въпрос: къде да съхраняваме контейнерите с тях? В крайна сметка са необходими наистина големи площи земя, които могат да се използват като „гробище“ за отпадъци от ядрената промишленост.

Въпреки съществуващите забрани, много страни от третия свят се съгласяват да отделят собствена земя за заравяне на контейнери за отпадъци. Естествено, не безплатно. Засега такава лоялност спасява ситуацията, но какво ще стане след това, когато тези зони просто се запълнят докрай?

Невероятно, но все още няма решение на този проблем. Учени от нито една държава все още не са открили възможности за друго обезвреждане на отпадъци, което е изключително тревожно и тревожно за човечеството. обаче модерни хораТе подхождат към този въпрос приблизително по следния начин: „Това е достатъчно за живота ми, а след това не е моя грижа.“ Напълно късогледо и безразсъдно, но в моментаНяма инструменти за промяна на ситуацията с погребването и преработката на ядрени отпадъци.

Проблеми със съхранението на ядрено гориво

Въпреки че изхвърлянето на ядрено гориво не е твърде озадачаващо за човечеството, има друг въпрос: как надеждно и безопасно да се съхраняват отпадъците? Отработеното вещество подлежи на „оползотворяване“, но преди това да се случи, отпадъците трябва да бъдат складирани някъде и трябва да бъдат транспортирани. Всички тези процеси са свързани с реална заплаха за средаи, разбира се, човек.

През 1998 г. руските власти инициираха закон, позволяващ вноса на отпадъци от ядрено гориво от чужди държави. Това, което накара депутатите да вземат такова решение, беше възможността да се получи отработено гориво за по-нататъшна преработка в Русия и експлоатация. Естествено, разходите за суровини биха били много изгодни за руския бюджет. Според някои изчисления производството на отпадъци по този начин е много по-евтино, отколкото сами да произвеждаме ядрено гориво.

Тогава законът не беше приет, но все още се водят активни дискусии за целесъобразността му. От една страна, това е икономически изгодно за страната. От друга страна, това изисква организация и оборудване на надеждни складови съоръжения, както и компетентен подход към транспортните процеси. Това са единствените „ограничители“, които ви пречат да предприемете такава стъпка. Страната разполага с всички съоръжения за преработка на отработеното ядрено гориво.

В момента решението по този въпрос се отлага. Това обаче може да се счита за положителна тенденция. Защото добре е управляващите все пак да мислят не само за рентабилността на такова предприятие, но и за възможните негативни последициза населението на Русия.

Ядрената енергетика се състои от голям брой предприятия за различни цели. Суровините за тази индустрия се добиват от уранови мини. След това се доставя до заводи за производство на гориво.

След това горивото се транспортира до атомните електроцентрали, където влиза в активната зона на реактора. Когато ядреното гориво достигне края на полезния си живот, то подлежи на погребване. Заслужава да се отбележи, че опасни отпадъцисе появяват не само след преработка на гориво, но и на всеки етап - от добива на уран до работата в реактора.

Ядрено гориво

Има два вида гориво. Първият е уранът, добиван в мини, който е с естествен произход. Съдържа суровини, способни да образуват плутоний. Второто е гориво, което се създава изкуствено (вторично).

Ядреното гориво също се разделя според неговия химичен състав: метално, оксидно, карбидно, нитридно и смесено.

Добив на уран и производство на гориво

Голям дял от производството на уран се извършва само в няколко страни: Русия, Франция, Австралия, САЩ, Канада и Южна Африка.

Уранът е основният елемент за гориво в атомните електроцентрали. За да попадне в реактора, той преминава през няколко етапа на обработка. Най-често находищата на уран се намират до златото и медта, така че добивът му се извършва с извличането на благородни метали.

При минното дело човешкото здраве е изложено на голям риск, тъй като уранът е токсичен материал, а газовете, които се появяват при добива му, причиняват различни форми на рак. Въпреки че самата руда съдържа много малко количество уран - от 0,1 до 1 процент. Населението, живеещо в близост до уранови мини, също е изложено на голям риск.

Обогатеният уран е основното гориво за атомни електроцентрали, но след използване остава огромно количестворадиоактивни отпадъци. Въпреки всичките си опасности, обогатяването на уран е неразделна част от процеса на създаване на ядрено гориво.

IN естествена формаУранът практически не може да се използва никъде. За да се използва, трябва да се обогати. За обогатяване се използват газови центрофуги.

Обогатеният уран се използва не само в ядрена енергия, но и в производството на оръжия.

Транспорт

На всеки етап от горивния цикъл има транспорт. Извършва се от всички достъпни начини: по суша, море, въздух. Това е голям риск и голяма опасност не само за околната среда, но и за хората.

По време на транспортирането на ядрено гориво или негови елементи се случват много аварии, водещи до изпускане на радиоактивни елементи. Това е една от многото причини, поради които се смята за опасно.

Извеждане от експлоатация на реактори

Нито един от реакторите не е демонтиран. Дори скандалният Чернобил. Цялата работа е, че според експертите цената на демонтажа е равна или дори надвишава цената на изграждането на нов реактор. Но никой не може да каже точно колко пари ще са необходими: цената е изчислена въз основа на опита от демонтирането на малки станции за изследване. Експертите предлагат два варианта:

  1. Поставете реакторите и отработеното ядрено гориво в хранилища.
  2. Изградете саркофази над изведени от експлоатация реактори.

През следващите десет години около 350 реактора по света ще достигнат края на живота си и трябва да бъдат извадени от експлоатация. Но тъй като най-подходящият метод от гледна точка на безопасност и цена не е измислен, този въпрос все още се решава.

В момента по света работят 436 реактора. Разбира се, това е голям принос към енергийната система, но е много опасно. Изследванията показват, че след 15-20 години атомните електроцентрали ще могат да бъдат заменени от станции, работещи на вятърна енергия и слънчеви панели.

Ядрени отпадъци

Огромно количество ядрени отпадъци се генерират в резултат на дейността на атомните електроцентрали. Преработката на ядрено гориво също оставя след себе си опасни отпадъци. Нито една от страните обаче не намери решение на проблема.

Днес ядрените отпадъци се съхраняват във временни хранилища, във водни басейни или се заравят плитко под земята.

Повечето безопасен начин- това е съхранение в специални хранилища, но и тук е възможно изтичане на радиация, както при други методи.

Всъщност ядрените отпадъци имат известна стойност, но изискват стриктно спазване на правилата за тяхното съхранение. И това е най-належащият проблем.

Важен фактор е времето, през което отпадъкът е опасен. Всеки има свой собствен период на разпадане, през който е токсичен.

Видове ядрени отпадъци

По време на експлоатацията на всяка атомна електроцентрала отпадъците от нея попадат в околната среда. Това е вода за охлаждане на турбини и газообразни отпадъци.

Ядрените отпадъци се разделят на три категории:

  1. Ниско ниво - облекло на служители на атомната електроцентрала, лабораторно оборудване. Такива отпадъци могат да идват и от лечебни заведения, научни лаборатории. Те не представляват голяма опасност, но изискват спазване на мерките за безопасност.
  2. Междинно ниво - метални контейнери, в които се транспортира гориво. Тяхното ниво на радиация е доста високо и тези, които са близо до тях, трябва да бъдат защитени.
  3. Високото ниво е отработеното ядрено гориво и продуктите от неговата преработка. Нивото на радиоактивност бързо намалява. отпадъци високо нивомного малко, около 3 процента, но те съдържат 95 процента от цялата радиоактивност.

Ядреното гориво е материал, използван в ядрените реактори за извършване на контролирани верижна реакция. Той е изключително енергоемък и опасен за хората, което налага редица ограничения при използването му. Днес ще научим какво е гориво за ядрен реактор, как се класифицира и произвежда и къде се използва.

Ход на верижната реакция

По време на ядрена верижна реакция ядрото се разделя на две части, които се наричат ​​фрагменти на делене. В същото време се отделят няколко (2-3) неутрона, които впоследствие предизвикват делене на следващите ядра. Процесът възниква, когато неутрон удари ядрото изходен материал. Фрагментите от делене имат висока кинетична енергия. Тяхното инхибиране в материята е придружено от отделяне на огромно количество топлина.

Фрагментите от делене, заедно с техните продукти на разпадане, се наричат ​​продукти на делене. Ядрата, които споделят неутрони от всякаква енергия, се наричат ​​ядрено гориво. По правило те са вещества с нечетен брой атоми. Някои ядра се разпадат изцяло от неутрони, чиято енергия е над определена прагова стойност. Това са предимно елементи с четен брой атоми. Такива ядра се наричат ​​суровина, тъй като в момента на улавяне на неутрон от прагово ядро ​​се образуват горивни ядра. Комбинацията от горим материал и суровина се нарича ядрено гориво.

Класификация

Ядреното гориво се разделя на два класа:

  1. Естествен уран. Той съдържа делящи се ядра на уран-235 и суровина за уран-238, която е способна да образува плутоний-239 при улавяне на неутрони.
  2. Вторично гориво, което не се среща в природата. Това включва, наред с други неща, плутоний-239, който се получава от първия вид гориво, както и уран-233, който се образува при улавяне на неутрони от ядра на торий-232.

От гледна точка химически състав, има следните видове ядрено гориво:

  1. Метал (включително сплави);
  2. Оксид (например UO 2);
  3. Карбид (например PuC 1-x);
  4. Смесени;
  5. Нитрид.

ТВЕЛ и ТВС

Горивото за ядрените реактори се използва под формата на малки пелети. Те са поставени в херметически затворени горивни елементи (горивни елементи), които от своя страна са комбинирани в няколкостотин горивни касети (FA). Ядреното гориво е обект на високи изисквания за съвместимост с обвивките на горивните пръти. Той трябва да има достатъчна температура на топене и изпарение, добра топлопроводимост и да не увеличава значително обема си при неутронно облъчване. Взема се предвид и технологичността на производството.

Приложение

Горивото идва в атомни електроцентрали и други ядрени инсталации под формата на горивни касети. Те могат да бъдат заредени в реактора както по време на неговата работа (на мястото на изгорели горивни касети), така и по време на ремонтна кампания. В последния случай горивните възли се сменят на големи групи. В този случай само една трета от горивото се заменя напълно. Най-изгорелите възли се разтоварват от централната част на реактора, а на тяхно място се поставят частично изгорели възли, които преди са били разположени в по-малко активни зони. Следователно на мястото на последните се монтират нови горивни касети. Тази проста схема на пренареждане се счита за традиционна и има редица предимства, основното от които е осигуряването на равномерно освобождаване на енергия. Разбира се, това е схематична диаграма, която дава само обща представа за процеса.

Извадка

След като отработеното ядрено гориво бъде извадено от активната зона на реактора, то се изпраща в охлаждащ басейн, който обикновено се намира наблизо. Факт е, че касетите с отработено гориво съдържат огромно количество фрагменти от делене на уран. След разтоварване от реактора всеки горивен елемент съдържа около 300 хиляди Кюри радиоактивни вещества, освобождавайки 100 kW/час енергия. Поради това горивото се самонагрява и става силно радиоактивно.

Температурата на новоразтовареното гориво може да достигне 300°C. Поради това се държи 3-4 години под слой вода, чиято температура се поддържа в установения диапазон. При съхранение под вода радиоактивността на горивото и мощността на остатъчните му емисии намалява. След около три години самонагряването на горивната касета достига 50-60°C. След това горивото се изважда от басейните и се изпраща за преработка или депониране.

Метален уран

Металният уран се използва сравнително рядко като гориво за ядрени реактори. Когато дадено вещество достигне температура от 660°C, настъпва фазов преход, придружен от промяна в неговата структура. Просто казано, уранът се увеличава в обем, което може да доведе до разрушаване на горивните пръти. При продължително облъчване при температура 200-500°С веществото претърпява радиационен растеж. Същността на това явление е удължаването на облъчената уранова пръчка 2-3 пъти.

Използването на метален уран при температури над 500°C е трудно поради неговото набъбване. След ядрено делене се образуват два фрагмента, чийто общ обем надвишава обема на това ядро. Някои фрагменти на делене са представени от газови атоми (ксенон, криптон и др.). Газът се натрупва в порите на урана и образува вътрешно налягане, което се увеличава с повишаване на температурата. Поради увеличаване на обема на атомите и увеличаване на налягането на газа, ядреното гориво започва да набъбва. Следователно това се отнася до относителната промяна в обема, свързана с ядреното делене.

Силата на набъбване зависи от температурата на горивните пръти и изгарянето. С увеличаване на изгарянето се увеличава броят на фрагментите на делене, а с повишаване на температурата и изгарянето вътрешното налягане на газа се увеличава. Ако горивото има по-високи механични свойства, то е по-малко податливо на набъбване. Металният уран не е един от тези материали. Следователно използването му като гориво за ядрени реактори ограничава изгарянето, което е една от основните характеристики на такова гориво.

Механичните свойства на урана и неговата устойчивост на радиация се подобряват чрез легиране на материала. Този процес включва добавяне на алуминий, молибден и други метали към него. Благодарение на допинг добавките, броят на неутроните на делене, необходими за улавяне, е намален. Следователно за тези цели се използват материали, които слабо абсорбират неутрони.

Огнеупорни съединения

Някои огнеупорни уранови съединения се считат за добро ядрено гориво: карбиди, оксиди и интерметални съединения. Най-често срещаният от тях е урановият диоксид (керамика). Точката му на топене е 2800°C, а плътността му е 10,2 g/cm 3 .

Тъй като този материал не претърпява фазови преходи, той е по-малко податлив на набъбване от уранови сплави. Благодарение на тази функция температурата на изгаряне може да се повиши с няколко процента. включено високи температурикерамиката не взаимодейства с ниобий, цирконий, неръждаема стомана и други материали. Основният му недостатък е ниската му топлопроводимост - 4,5 kJ (m*K), което ограничава специфичната мощност на реактора. Освен това горещата керамика е склонна към напукване.

Плутоний

Плутоният се счита за метал с ниска топимост. Топи се при температура 640°C. Поради лошите си пластични свойства е практически невъзможно да се обработва машинно. Токсичността на веществото усложнява технологията на производство на горивни пръти. Ядрената индустрия многократно се е опитвала да използва плутоний и неговите съединения, но те не са били успешни. Използвайте гориво за атомни електроцентрали, съдържащи плутоний, е непрактично поради приблизително 2-кратно намаляване на периода на ускорение, за което стандартните системи за управление на реактора не са предназначени.

За производството на ядрено гориво обикновено се използват плутониев диоксид, сплави на плутоний с минерали и смес от плутониеви карбиди и уранови карбиди. Дисперсионните горива, при които частици от уранови и плутониеви съединения са поставени в метална матрица от молибден, алуминий, неръждаема стомана и други метали, имат високи механични свойства и топлопроводимост. Радиационната устойчивост и топлопроводимостта на дисперсионното гориво зависят от материала на матрицата. Например в първата атомна електроцентрала разпръснатото гориво се състоеше от частици от уранова сплав с 9% молибден, които бяха пълни с молибден.

Що се отнася до ториевото гориво, то днес не се използва поради трудностите при производството и обработката на горивни пръти.

производство

Значителни количества от основната суровина за ядрено гориво - уранът - са съсредоточени в няколко страни: Русия, САЩ, Франция, Канада и Южна Африка. Неговите находища обикновено се намират близо до злато и мед, така че всички тези материали се добиват едновременно.

Здравето на хората, работещи в минното дело, е изложено на голям риск. Факт е, че уранът е токсичен материал и газовете, отделяни при добива му, могат да причинят рак. И това въпреки факта, че рудата съдържа не повече от 1% от това вещество.

разписка

Производството на ядрено гориво от уранова руда включва следните етапи:

  1. Хидрометалургична обработка. Включва извличане, раздробяване и екстракция или сорбционно възстановяване. Резултатът от хидрометалургичната обработка е пречистена суспензия от оксиураниев оксид, натриев диуранат или амониев диуранат.
  2. Превръщане на вещество от оксид в тетрафлуорид или хексафлуорид, използван за обогатяване на уран-235.
  3. Обогатяване на вещество чрез центрофугиране или газова термична дифузия.
  4. Превръщане на обогатен материал в диоксид, от който се произвеждат „пелети” на горивните пръти.

Регенерация

По време на работа на ядрен реактор горивото не може да бъде напълно изгорено, така че се възпроизвеждат свободни изотопи. В тази връзка отработените горивни пръти подлежат на регенерация с цел повторна употреба.

Днес този проблем се решава чрез процеса Purex, състоящ се от следните етапи:

  1. Разрязване на горивните пръти на две части и разтварянето им в азотна киселина;
  2. Почистване на разтвора от продукти на делене и части от корпуса;
  3. Изолиране на чисти съединения на уран и плутоний.

След това полученият плутониев диоксид се използва за производството на нови ядра, а уранът се използва за обогатяване или също за производство на ядра. Преработката на ядрено гориво е сложен и скъп процес. Цената му оказва значително влияние върху икономическата целесъобразност на използването на атомни електроцентрали. Същото може да се каже и за погребването на отпадъци от ядрено гориво, които не са подходящи за регенериране.

Отработено ядрено гориво от енергийни реактори Началният етап от следреакторния етап на ядрения горивен цикъл е еднакъв за отворения и затворения ядрено-горивни цикли.

Това включва отстраняване на горивни пръти с отработено ядрено гориво от реактора, съхраняването му в басейн на място („мокро“ съхранение в подводни охлаждащи басейни) за няколко години и след това транспортирането му до завод за преработка. В отворения вариант на ядрения горивен цикъл отработеното гориво се поставя в специално оборудвани съоръжения за съхранение („сухо“ съхранение в среда на инертен газ или въздух в контейнери или камери), където се съхранява в продължение на няколко десетилетия, след което се преработва във форма който предотвратява кражбата на радионуклиди и е подготвен за окончателно погребване.

При затворената версия на ядрения горивен цикъл отработеното гориво се доставя в радиохимичен завод, където се преработва за извличане на делящи се ядрени материали.

Отработеното ядрено гориво (ОЯГ) е специален вид радиоактивни материали - суровини за радиохимичната промишленост.

Облъчените горивни елементи, извадени от реактора след изтощаването им, имат значителна натрупана активност. Има два вида отработено ядрено гориво:

1) ОЯГ от промишлени реактори, който има химическа форма както на самото гориво, така и на обвивката му, удобна за разтваряне и последваща обработка;

2) Горивни пръти за енергийни реактори.

ОЯГ от промишлени реактори се преработва в задължително, докато отработеното ядрено гориво не винаги се преработва. Енергийното ОЯГ се класифицира като високоактивен отпадък, ако не е подложено на допълнителна преработка, или като ценна енергийна суровина, ако е преработено. В някои страни (САЩ, Швеция, Канада, Испания, Финландия) отработеното ядрено гориво е напълно класифицирано като радиоактивен отпадък (РАО). В Англия, Франция, Япония – към енергийните суровини. В Русия част от отработеното гориво се счита за радиоактивен отпадък, а част се изпраща за преработка в радиохимични заводи (146).

Поради факта, че не всички страни се придържат към тактиката на затворения ядрен цикъл, отработеното ядрено гориво в света непрекъснато нараства. Практиката на страните, които се придържат към затворен цикъл на ураново гориво, показа, че частичното затваряне на ядрения горивен цикъл на леководните реактори е нерентабилно, дори при възможно 3-4 пъти увеличение на цената на урана през следващите десетилетия. Въпреки това тези страни затварят ядрения горивен цикъл на леководните реактори, покривайки разходите чрез увеличаване на тарифите за електроенергия. Напротив, САЩ и някои други страни отказват да преработват отработеното ядрено гориво, имайки предвид бъдещото окончателно погребване на отработеното ядрено гориво, предпочитайки дългосрочното му съхранение, което се оказва по-евтино. Въпреки това се очаква до двадесетте години преработката на отработено ядрено гориво в света да се увеличи.

Горивните касети с отработено ядрено гориво, извадено от активната зона на енергиен реактор, се съхраняват в охладителен басейн на атомна електроцентрала в продължение на 5-10 години, за да се намали отделянето на топлина и разпадането на краткотрайни радионуклиди. В първия ден след разтоварването му от реактора, 1 kg отработено ядрено гориво от атомна електроцентрала съдържа от 26 до 180 хиляди Ci радиоактивност. След една година активността на 1 kg отработено гориво намалява до 1 000 Ci, след 30 години до 0,26 000 Ci. Година след отстраняването, в резултат на разпадането на краткотрайни радионуклиди, активността на отработеното гориво намалява 11-12 пъти, а след 30 години - 140-220 пъти и след това бавно намалява в продължение на стотици години 9 ( 146).

Ако естественият уран първоначално е бил зареден в реактора, тогава 0,2 - 0,3% 235U остава в отработеното гориво. Повторното обогатяване на такъв уран не е икономически осъществимо, така че той остава под формата на така наречения отпадъчен уран. Отпадъчният уран може по-късно да се използва като размножителен материал в реактори на бързи неутрони. Когато нискообогатен уран се използва за зареждане на ядрени реактори, отработеното гориво съдържа 1% 235U. Такъв уран може да бъде допълнително обогатен до първоначалното си съдържание в ядрено гориво и върнат в ядрения горивен цикъл. Реактивността на ядреното гориво може да се възстанови чрез добавяне към него на други делящи се нуклиди - 239Pu или 233U, т.е. вторично ядрено гориво. Ако 239Pu се добави към обеднен уран в количество, еквивалентно на обогатяване на горивото с 235U, тогава се прилага уран-плутониев горивен цикъл. Смесеното уран-плутониево гориво се използва както в топлинни, така и в реактори с бързи неутрони. Уран-плутониевото гориво осигурява най-пълното използване на урановите ресурси и разширеното възпроизвеждане на делящ се материал. За технологията за регенерация на ядрено гориво характеристиките на разтоварваното от реактора гориво са изключително важни: химичен и радиохимичен състав, съдържание на делящи се материали, ниво на активност. Тези характеристики на ядреното гориво се определят от мощността на реактора, изгарянето на горивото в реактора, продължителността на кампанията, скоростта на възпроизвеждане на вторични делящи се материали, времето на задържане на горивото след разтоварването му от реактора, и вида на реактора.

Разтовареното от реакторите отработено ядрено гориво се предава за преработка само след определен период от време. Това се дължи на факта, че сред продуктите на делене има голям брой краткоживеещи радионуклиди, които определят голям дялактивност на разтовареното от реактора гориво. Поради това прясно разтовареното гориво се съхранява в специални хранилища за време, достатъчно за разпадането на основното количество краткотрайни радионуклиди. Това значително улеснява организацията на биологичната защита, намалява радиационното въздействие върху химическите реагенти и разтворителите по време на преработката на третираното ядрено гориво и намалява набора от елементи, от които трябва да се пречистват основните продукти. По този начин, след две до три години експозиция, активността на облъченото гориво се определя от дългоживеещи продукти на делене: Zr, Nb, Sr, Ce и други редкоземни елементи, Ru и α-активни трансуранови елементи. 96% от отработеното ядрено гориво е уран-235 и уран-238, 1% е плутоний, 2-3% са радиоактивни фрагменти от делене.

Времето за съхранение на отработеното гориво е 3 години за леководни реактори, 150 дни за реактори на бързи неутрони (155).

Общата активност на продуктите на делене, съдържащи се в 1 тон отработено гориво на ВВЕР-1000 след три години стареене в басейна за отработено гориво (БГ), е 790 000 Ки.

Когато ОЯГ се съхранява в хранилище на място, неговата активност монотонно намалява (с около порядък за 10 години). Когато дейността падне до стандартите, които определят безопасността на транспортирането на отработеното гориво по железопътен транспорт, то се изважда от техните хранилища и се премества или в съоръжение за дългосрочно съхранение, или в завод за преработка на гориво. В преработвателния завод комплектите горивни пръти се презареждат от контейнери във фабричния буферен резервоар с помощта на механизми за товарене и разтоварване. Тук сглобките се съхраняват до изпращането им за обработка. След задържане в басейна за период, избран в дадена инсталация, горивните касети се разтоварват от склада и се изпращат в отдела за подготовка на горивото за екстракция за операцията по отваряне на отработените горивни пръти.

Повторната преработка на облъчено ядрено гориво се извършва с цел извличане на делящи се радионуклиди от него (предимно 233U, 235U и 239Pu), пречистване на урана от неутронно-абсорбиращи примеси, отделяне на нептуний и някои други трансуранови елементи и получаване на изотопи за промишлени, научни или медицински цели. Преработката на ядрено гориво се отнася до преработката на горивни пръти от енергийни, научни или транспортни реактори, както и преработката на одеяла от размножителни реактори. Радиохимичната преработка на отработеното гориво е основният етап от затворената версия на ядрения горивен цикъл и задължителен етап в производството на оръжеен плутоний (фиг. 35).

Обработката на делящ се материал, облъчен с неутрони в реактор с ядрено гориво, се извършва за решаване на проблеми като

Получаване на уран и плутоний за производство на ново гориво;

Получаване на делящи се материали (уран и плутоний) за производство на ядрени оръжия;

Получаване на различни радиоизотопи, които се използват в медицината, индустрията и науката;

ориз. 35. Някои етапи на преработка на отработено ядрено гориво в ПО Маяк. Всички операции се извършват с манипулатори и камери, защитени с 6-слойно оловно стъкло (155).

Получаване на приходи от други страни, които или се интересуват от първото и второто, или не желаят да съхраняват големи обеми отработено ядрено гориво;

Решение екологични проблемисвързани с погребването на радиоактивни отпадъци.

В Русия се преработва облъчен уран от реактори-размножители и горивни пръти от ВВЕР-440, БН и някои корабни двигатели; Горивните пръти на основните типове енергийни реактори ВВЕР-1000, РБМК (всеки тип) не се рециклират и в момента се натрупват в специални хранилища.

В момента количеството на отработеното гориво непрекъснато нараства и неговото регенериране е основната задача на радиохимичната технология за преработка на отработено гориво. По време на процеса на преработка уранът и плутоният се отделят и пречистват от радиоактивни продукти на делене, включително нуклиди, поглъщащи неутрони (неутронни отрови), които при повторна употреба на делящи се материали могат да предотвратят развитието на ядрена верижна реакция в реактора.

Радиоактивните продукти на делене съдържат голям брой ценни радионуклиди, които могат да се използват в областта на малката ядрена енергия (радиоизотопни източници на топлина за термоелектрически генератори), както и за производството на източници на йонизиращо лъчение. Използват се трансуранови елементи, получени в резултат на странични реакции на уранови ядра с неутрони. Радиохимичната технология за преработка на отработено ядрено гориво трябва да гарантира извличането на всички нуклиди, полезни от практическа гледна точка или от научен интерес (147 43).

Процесът на химическа преработка на отработеното гориво е свързан с решаването на проблема с изолирането от биосферата на голямо количество радионуклиди, генерирани в резултат на деленето на уранови ядра. Този проблем е един от най-сериозните и трудно разрешими проблеми в развитието на ядрената енергетика.

Първият етап на радиохимичното производство включва подготовка на горивото, т.е. да го освободи от конструктивните части на възлите и да разруши защитните обвивки на горивните пръти. Следващият етап е свързан с прехвърлянето на ядреното гориво във фазата, от която ще се извърши химическа обработка: в разтвор, в стопилка, в газова фаза. Превръщането в разтвор най-често се извършва чрез разтваряне в азотна киселина. В този случай уранът преминава в шествалентно състояние и образува уранилов йон, UO 2 2+, а плутоният частично в шествалентно състояние и в четиривалентно състояние, съответно PuO 2 2+ и Pu 4+. Преминаването към газовата фаза е свързано с образуването на летливи уранови и плутониеви халиди. След прехвърлянето на ядрени материали, съответната фаза се извършва чрез поредица от операции, пряко свързани с изолирането и пречистването на ценни компоненти и освобождаването на всеки от тях под формата на търговски продукт (фиг. 36).

Фиг.36. Обща схемациркулация на уран и плутоний в затворен цикъл (156).

Повторната преработка (преработка) на отработено ядрено гориво включва извличане на уран, натрупан плутоний и фракции от раздробителни елементи. 1 тон отработено гориво по време на изваждането от реактора съдържа 950-980 kg 235U и 238U, 5,5-9,6 kg Pu, както и малко количество α-излъчватели (нептуний, америций, кюрий и др.) , чиято активност може да достигне 26 хиляди Ci на 1 kg отработено гориво. Именно тези елементи трябва да бъдат изолирани, концентрирани, пречистени и превърнати в необходимата химическа форма по време на затворен цикъл на ядрено гориво.

Технологичният процес на преработка на отработено ядрено гориво включва:

Механично раздробяване (разрязване) на горивни касети и горивни пръти с цел отваряне на горивния материал;

Разтваряне;

Почистващи разтвори от баластни примеси;

Екстракционно разделяне и пречистване на уран, плутоний и други търговски нуклиди;

Освобождаване на плутониев диоксид, нептуниев диоксид, уранил нитрат хексахидрат и уранов оксид;

Обработка на разтвори, съдържащи други радионуклиди и тяхното разделяне.

Технологията за разделяне на уран и плутоний, отделянето им и пречистването им от продуктите на делене се основава на процеса на извличане на уран и плутоний с трибутил фосфат. Извършва се на многостепенни непрекъснати екстрактори. В резултат на това уранът и плутоният се пречистват милиони пъти от продуктите на делене. Преработката на отработено ядрено гориво е свързана с образуването на малък обем твърди и газообразни радиоактивни отпадъци с активност около 0,22 Ci/година (максимално допустимото изпускане е 0,9 Ci/година) и голямо количество течни радиоактивни отпадъци.

Всички строителни материали на горивните пръти се характеризират с химическа устойчивост и тяхното разтваряне представлява сериозен проблем. В допълнение към делящите се материали, горивните пръти съдържат различни устройства за съхранение и покрития, състоящи се от неръждаема стомана, цирконий, молибден, силиций, графит, хром и др. Когато ядреното гориво се разтваря, тези вещества не се разтварят в азотна киселина и създават голямо количество на суспензии и колоиди в получения разтвор.

Изброените характеристики на горивните пръти наложиха разработването на нови методи за отваряне или разтваряне на черупки, както и избистряне на разтворите на ядрено гориво преди обработката на екстракцията.

Изгарянето на горивото на реакторите за производство на плутоний се различава значително от изгарянето на горивото на енергийните реактори. Следователно за преработка се получават материали с много по-високо съдържание на радиоактивни фрагментационни елементи и плутоний на 1 тон U, което води до повишени изисквания към процесите на пречистване на получените продукти и за осигуряване на ядрена безопасност по време на процеса на преработка. Трудностите възникват поради необходимостта от обработка и обезвреждане на големи количества течни високоактивни отпадъци.

След това изолирането, отделянето и пречистването на уран, плутоний и нептуний се извършват в три екстракционни цикъла. В първия цикъл уранът и плутоният се пречистват съвместно от по-голямата част от продуктите на делене и след това уранът и плутоният се разделят. Във втория и третия цикъл уранът и плутоният допълнително се пречистват и концентрират отделно. Получените продукти - уранил нитрат и плутониев нитрат - се поставят в буферни резервоари, преди да бъдат прехвърлени към преобразувателните блокове. Към разтвора на плутониев нитрат се добавя оксалова киселина, получената оксалатна суспензия се филтрува и утайката се калцинира.

Прахообразният плутониев оксид се пресява през сито и се поставя в контейнери. В тази форма плутоният се съхранява преди да влезе в завода за производство на нови горивни пръти.

Отделянето на материала на обвивката на горивния прът от обвивката на горивото е една от най-трудните задачи в процеса на регенериране на ядрено гориво. Съществуващи методимогат да бъдат разделени на две групи: методи за отваряне с отделяне на материалите на черупката и сърцевината на горивните пръти и методи за отваряне без отделяне на материалите на черупката от материала на сърцевината. Първата група включва премахване на обвивката на горивните пръти и отстраняване на структурните материали преди разтварянето на ядреното гориво. Водно-химичните методи включват разтваряне на материалите на черупката в разтворители, които не засягат материалите на сърцевината.

Използването на тези методи е характерно за обработката на горивни пръти от метален уран в обвивки от алуминий или магнезий и неговите сплави. Алуминият лесно се разтваря в сода каустик или азотна киселина, а магнезият - в разредени разтвори на сярна киселина при нагряване. След разтваряне на обвивката ядрото се разтваря в азотна киселина.

Горивните пръти на съвременните енергийни реактори обаче имат черупки, изработени от устойчиви на корозия, слабо разтворими материали: цирконий, циркониеви сплави с калай (циркал) или ниобий, неръждаема стомана. Селективното разтваряне на тези материали е възможно само в силно агресивни среди. Цирконият се разтваря във флуороводородна киселина, в нейните смеси с оксалова или азотна киселина или разтвор на NH4F. Корпус от неръждаема стомана - при кипене 4-6 M H 2 SO 4. Основният недостатък на химическия метод за отстраняване на черупки е образуването на голямо количество силно солени течни радиоактивни отпадъци.

За да се намали обемът на отпадъците от унищожаването на черупките и да се получат тези отпадъци веднага в твърдо състояние, по-подходящи за дългосрочно съхранение, се разработват процеси за унищожаване на черупки под въздействието на неводни реагенти при повишени температури ( пирохимични методи). Циркониевата обвивка се отстранява с безводен хлороводород в кипящ слой от Al 2 O 3 при 350-800 o C. Цирконият се превръща в летлив ZrC 14 и се отделя от основния материал чрез сублимация и след това се хидролизира, образувайки твърд циркониев диоксид . Пирометалургичните методи се основават на директното топене на черупки или тяхното разтваряне в стопилки от други метали. Тези методи използват разликите в температурите на топене на материалите на обвивката и сърцевината или разликите в тяхната разтворимост в други разтопени метали или соли.

Механичните методи за отстраняване на черупки включват няколко етапа. Първо, крайните части на горивната касета се отрязват и разглобяват на снопове горивни пръти и отделни горивни пръти. След това черупките се отстраняват механично отделно от всеки горивен елемент.

Отварянето на горивните пръти може да се извърши без отделяне на материалите на обвивката от материала на сърцевината.

При прилагане на водно-химични методи обвивката и сърцевината се разтварят в един и същ разтворител, за да се получи общ разтвор. Съвместното разтваряне е препоръчително при преработка на гориво с високо съдържание на ценни компоненти (235U и Pu) или при преработка в същото предприятие различни видовеРазлични по размер и конфигурация горивни елементи. При пирохимичните методи горивните пръти се обработват с газообразни реагенти, които разрушават не само обвивката, но и сърцевината.

Успешна алтернатива на методите за отваряне с едновременно отстраняване на черупката и методите за съвместно унищожаване на черупката и ядрата се оказа методът „рязане-лужване“. Методът е подходящ за обработка на горивни пръти в черупки, които са неразтворими в азотна киселина. Сглобките на горивния прът се нарязват на малки парчета; откритата сърцевина на горивния прът става достъпна за химически реагенти и се разтваря в азотна киселина. Неразтворените черупки се измиват от остатъците от разтвора, задържан в тях и се отстраняват под формата на скрап. Нарязването на горивни пръти има определени предимства. Получените отпадъци - остатъците от черупките - са в твърдо състояние, т.е. няма образуване на течни радиоактивни отпадъци, както при химическото разтваряне на корпуса; Няма значителна загуба на ценни компоненти, както при механичното отстраняване на черупките, тъй като секциите на черупките могат да бъдат измити с висока степен на пълнота; конструкцията на машините за рязане е опростена в сравнение с конструкцията на машини за механично отстраняване на обвивките. Недостатъкът на метода на рязане-излугване е сложността на оборудването за рязане на горивни пръти и необходимостта от неговата дистанционна поддръжка. В момента се проучва възможността за замяна на механичните методи на рязане с електролитни и лазерни методи.

Отработените горивни пръти от енергийни реактори с високо и средно изгаряне натрупват голямо количество газообразни радиоактивни продукти, които представляват сериозна биологична опасност: тритий, йод и криптон. По време на разтварянето на ядреното гориво те се отделят главно и отиват с газови потоци, но частично остават в разтвор и след това се разпределят в големи количествапродукти по цялата верига на обработка. Особено опасен е тритият, който образува тритиева вода HTO, която след това трудно се отделя от обикновената вода H2O. Ето защо на етапа на подготовка на горивото за разтваряне се въвеждат допълнителни операции за освобождаване на горивото от по-голямата част от радиоактивните газове, концентрирането им в малки обеми отпадъчни продукти. Части от оксидно гориво се подлагат на окислителна обработка с кислород при температура 450-470 o C. Когато структурата на горивната решетка се пренарежда поради прехода UO 2 -U 3 O 8, газообразните продукти на делене - тритий, йод, и благородни газове – отделят се. Разхлабването на горивния материал по време на отделянето на газообразни продукти, както и по време на прехода на урановия диоксид в азотен оксид, спомага за ускоряване на последващото разтваряне на материалите в азотна киселина.

Изборът на метод за прехвърляне на ядрено гориво в разтвор зависи от химичната форма на горивото, метода на предварителна подготовка на горивото и необходимостта да се осигури определена производителност. Металният уран се разтваря в 8-11M HNO3, а урановият диоксид се разтваря в 6-8M HNO3 при температура 80-100 o C.

Разрушаването на състава на горивото при разтваряне води до освобождаване на всички радиоактивни продукти на делене. В този случай газообразните продукти на делене влизат в системата за изхвърляне на отработените газове. Отпадъчните газове се пречистват преди да бъдат изпуснати в атмосферата.

Изолиране и пречистване на целеви продукти

Уранът и плутоният, отделени след първия цикъл на екстракция, се пречистват допълнително от продукти на делене, нептуний и един от друг до ниво, което отговаря на спецификациите на ядрения горивен цикъл и след това се превръщат в търговска форма.

Най-добри резултати за по-нататъшно пречистване на уран се постигат чрез комбиниране на различни методи, като екстракция и йонообмен. Въпреки това, в индустриален мащаб е по-икономично и технически по-просто да се използват повтарящи се цикли на екстракция със същия разтворител - трибутил фосфат.

Броят на циклите на екстракция и дълбочината на пречистване на урана се определят от вида и степента на изгаряне на ядреното гориво, подадено за повторна преработка, и задачата за отделяне на нептуния. За да се изпълнят техническите спецификации за съдържанието на примеси α-емитери в урана, общият коефициент на отстраняване на нептуний трябва да бъде ≥500. След сорбционно пречистване уранът се реекстрахира във воден разтвор, който се анализира за чистота, съдържание на уран и степен на обогатяване с 235U.

Последният етап от рафинирането на урана е предназначен да го превърне в уранови оксиди - или чрез утаяване под формата на уранил пероксид, уранил оксалат, амониев уранил карбонат или амониев уранат, последвано от калциниране, или чрез директно термично разлагане на уранил нитрат хексахидрат.

Плутоният, след отделяне от по-голямата част от урана, се подлага на допълнително пречистване от продукти на делене, уран и други актиниди до собствения си фон за γ- и β-активност. Инсталациите се стремят да произвеждат плутониев диоксид като краен продукт и след това, в комбинация с химическа обработка, да произвеждат горивни пръти, което избягва скъпия транспорт на плутоний, който изисква специални предпазни мерки, особено при транспортиране на разтвори на плутониев нитрат. Всички етапи на технологичния процес за пречистване и концентриране на плутоний изискват специална надеждност на системите за ядрена безопасност, както и защита на персонала и предотвратяване на възможността за замърсяване на околната среда поради токсичността на плутония и високите нива на α-лъчение. При разработването на оборудването се вземат предвид всички фактори, които могат да причинят критичност: маса на делящ се материал, хомогенност, геометрия, отражение на неутрони, умереност и абсорбция на неутрони, както и концентрацията на делящ се материал в този процес и др. Минимумът критичната маса на воден разтвор на плутониев нитрат е 510 g (ако има воден рефлектор). Ядрената безопасност при работа в плутониевото отделение се осигурява от специалната геометрия на устройствата (техния диаметър и обем) и ограничението на концентрацията на плутоний в разтвора, което се следи постоянно в определени точки на непрекъснатия процес.

Технологията за окончателно пречистване и концентриране на плутоний се основава на последователни цикли на екстракция или йонообмен и допълнителна рафинираща операция на плутониево утаяване, последвано от термичното му превръщане в диоксид.

Плутониевият диоксид влиза в кондициониращата единица, където се калцинира, раздробява, пресява, дозира и опакова.

За производството на смесено уран-плутониево гориво се препоръчва методът на химическо съвместно утаяване на уран и плутоний, което позволява да се постигне пълна хомогенност на горивото. Този процес не изисква отделяне на уран и плутоний по време на преработката на отработеното гориво. В този случай смесени разтвори се получават чрез частично разделяне на уран и плутоний чрез изместване. По този начин е възможно да се получи (U, Pu)O2 за леководни ядрени реактори с топлинни неутрони със съдържание на PuO2 3%, както и за реактори на бързи неутрони със съдържание на PuO2 20%.

Дискусията за осъществимостта на преработката на отработеното гориво е не само от научно, техническо и икономическо естество, но и от политическо естество, тъй като разгръщането на изграждането на инсталации за преработка представлява потенциална заплаха от разпространение на ядрени оръжия. Централният проблем е осигуряването на пълна безопасност на производството, т.е. осигуряване на гаранции за контролирано използване на плутоний и екологична безопасност. Ето защо сега се създават ефективни системи за наблюдение на технологичния процес на химическа преработка на ядрено гориво, осигуряващи възможност за определяне на количеството делящи се материали на всеки етап от процеса. Предложенията за така наречените алтернативни технологични процеси, например процесът CIVEX, при който плутоният не е напълно отделен от урана и продуктите на делене на нито един етап от процеса, което значително усложнява възможността за използването му във взривни устройства, също служат за гарантиране гаранции за неразпространение на ядрени оръжия.

Civex - възпроизвеждане на ядрено гориво без отделяне на плутоний.

За подобряване на екологичността на преработката на ОЯГ се разработват неводни технологични процеси, които се основават на разликите в летливостта на компонентите на системата за преработка. Предимствата на неводните процеси са тяхната компактност, липсата на силни разреждания и образуването на големи обеми течни радиоактивни отпадъци и по-слабото влияние на процесите на радиационно разлагане. Генерираните отпадъци са в твърда фаза и заемат значително по-малък обем.

В момента се проучва вариант за организиране на атомна електроцентрала, при който в станцията не се изграждат идентични блокове (например три еднакви блока с топлинни неутрони), а различни типове (например два топлинни и един бърз реактор). Първо, горивото, обогатено с 235U, се изгаря в термичен реактор (с образуването на плутоний), след което горивото се прехвърля в бърз реактор, в който 238U се обработва с помощта на получения плутоний. След приключване на цикъла на използване отработеното гориво се доставя в радиохимичния завод, който се намира непосредствено на територията на атомната електроцентрала. Заводът не се занимава с цялостна преработка на гориво - тя е ограничена до отделяне само на уран и плутоний от отработеното гориво (чрез дестилация на хексафлуоридни флуориди на тези елементи). Отделеният уран и плутоний се използват за производството на ново смесено гориво, а останалото отработено гориво отива или в завод за отделяне на полезни радионуклиди, или за погребване.

LJ потребител uralochka пише в своя блог: Винаги съм искал да посетя Маяк.
Не е шега, това място е едно от най-наукоемките предприятия в Русия
Първият ядрен реактор в СССР е пуснат през 1948 г., произведени специалисти от Маяк PA
плутониев заряд за първия съвет ядрена бомба. Някога се е казвал Озерск
Челябинск-65, Челябинск-40, от 1995 г. става Озерск. Тук в Трехгорни,
някога Златоуст-36, град, който също е затворен, винаги се е наричал Озерск
„Сороковка“ беше третирана с уважение и страхопочитание.

Сега можете да прочетете за много в официални източници и още повече в неофициални,
и имаше време, когато дори приблизителното местоположение и име на тези градове бяха пазени най-стриктно
тайна. Спомням си как с дядо ми Яковлев Евгений Михайлович отидохме на риболов и
местни въпроси - откъде сме, дядо ми винаги отговаряше, че от Юрюзан (съседен град до Трехгорни),
а на входа на града нямаше никакви знаци освен постоянната „тухла“. Дядо имаше един от
най-добри приятели, името му беше Митрошин Юрий Иванович, по някаква причина не го наричах по друг начин през цялото си детство
като „Vanalize“, не знам защо. Спомням си, че веднъж попитах баба ми защо,
Vanalise, толкова плешив, няма нито един косъм? Тогава баба ми обясни шепнешком,
че Юрий Иванович е служил в „Сороковка” и е ликвидирал последствията от голяма авария през 1957 г.
получи голяма доза радиация, разруши здравето му и косата му вече не расте...

...И сега, много години по-късно, аз, като фотожурналист, ще снимам същия завод RT-1 за
агенция "Фото ИТАР-ТАСС". Времето променя всичко.

Озерск е град с ограничен достъп, влизането изисква пропуски, профилът ми беше проверяван повече от месец и
Всичко е готово, можете да тръгвате. Бях посрещнат от пресслужбата на контролно-пропускателния пункт, за разлика от
Нашите тук имат нормална компютъризирана система, влизат от всеки пункт, излизат така
от никого. След това се отправихме към административната сграда на пресслужбата, откъдето излязох
Посъветваха ме да оставя колата и мобилния си телефон, тъй като на територията на завода с
Мобилните комуникационни устройства са забранени. Речено, сторено, да отидем на RT-1. Във фабриката
Прекарахме дълго време на контролно-пропускателния пункт, някак си не ни пуснаха веднага с цялото ми фотографско оборудване, но ето го
се случи. Дадоха ни строг човек с черен кобур на колана и бели дрехи. Срещнахме се
с администрацията сформираха цял екип от водачи за нас и се преместихме в редиците. пас.
За съжаление външната територия на завода и всички системи за сигурност трябва да бъдат заснети
строго забранено, така че камерата ми беше в раницата през цялото това време. Това е моята рамка
Снимах го в самия край, тук започва "мръсната" територия. Разделението е
наистина условно, но се спазва много стриктно, това ви позволява да не отнемате
радиоактивна мръсотия в цялата област.

сан. Има отделни входове, жените от единия вход, мъжете от другия. Аз моите спътници
Показаха ми шкафчето, казаха свали всичко (абсолютно всичко), обуй гумени джапанки, затвори
шкафче и се преместете до онзи прозорец там. Така и направих. Стоя чисто гол, в едната ръка
аз ключа, в друга раница с фотоапарат и жената от прозореца, която по някаква причина се намира
твърде ниска, за моята позиция той пита какъв е размерът на обувките ми. За дълго време
Не трябваше да се смущавам, веднага ми дадоха нещо като гащи, лека риза,
гащеризони и обувки. Всичко е бяло, чисто и много приятно на допир. Облякох се, прикрепих се към
Сложих дозиметър в джоба на гърдите си и се почувствах по-уверен. Можеш да се изнесеш.
Момчетата веднага ме инструктираха да не слагам раницата на пода, да не пипам нищо ненужно,
снимайте само позволеното. Да, няма проблем - казвам, рано ми е да нося раница
изхвърлете го и нямам нужда от проблеми с тайните. Това е мястото за обличане и събуване
мръсни обувки. Центърът е чист, ръбовете са мръсни. Условен праг на територията на завода.

Пътувахме из територията на завода с малък автобус. Външна площ без спец
украса, блокове от работилници, свързани с галерии за преминаване на персонал и пренос на химикали през тръби.
От едната страна има голяма галерия за събиране на чист въздух от съседната гора. това
направени така, че хората в цеховете да дишат отвън чист въздух. RT-1 е само
една от седемте централи на ПА Маяк, чиято цел е да приема и преработва отработената ядрена енергия
гориво (ОЯГ). Това е работилницата, от която започва всичко, тук пристигат контейнери с отработено ядрено гориво.
Вдясно има карета с отворен капак. Специалистите развиват горните винтове със специален
оборудване. След това всички се отстраняват от тази стая, голямата врата се затваря.
дебел около половин метър (за съжаление режимът наложи снимките с него да бъдат изтрити).
По-нататъшната работа се извършва с помощта на кранове, които се управляват дистанционно чрез камери. Крановете се отстраняват
капаци и отстранете възлите с отработено гориво.

Сглобките се пренасят с кранове до тези люкове. Обърнете внимание на кръстовете, те са нарисувани,
за да улесните позиционирането на позицията на крана. Под люковете възлите са потопени
течност - кондензат (просто се поставя в дестилирана вода). След тази сглобка на
количките се преместват в близкия басейн, който е временен склад.

Не знам точно как се казва, но същността е ясна - просто устройство, за да не
влачете радиоактивен прах от една стая в друга.

Отляво е същата врата.

И това е същата съседна стая. Под краката на служителите има басейн с дълбочина от 3,5 до 14
метра, пълни с кондензат. ? Можете да видите и два блока от Белоярската атомна електроцентрала, чиято дължина е 14 метра.
Те се наричат ​​AMB - „Мирен голям атом“.

Когато погледнете между металните плочи, виждате нещо подобно. Под кондензация
се вижда сборка от горивни елементи от корабен реактор.

Но тези възли току-що дойдоха от атомната електроцентрала. Когато светлините бяха изключени, те светеха с бледо синьо сияние.
Много впечатляващо. Това е сиянието на Черенков, за същността му физическо явлениеМожете да го прочетете в Wikipedia.

Общ изглед на работилницата.

Да продължим. Преходи между отделите по коридори с приглушена жълта светлина. Стига под краката
специфично покритие, навито във всички ъгли. Хора в бяло. Като цяло веднага отидох на „Черна литургия“
Сетих се))). Между другото, относно покритието, това е много разумно решение, от една страна е по-удобно да се мие,
нищо няма да се забие никъде и най-важното е, че в случай на теч или авария, мръсният под може да бъде
лесен за демонтиране.

Както ми обясниха, по-нататъшни операции с отработено ядрено гориво се извършват в на закритов автоматичен режим.
Някога целият процес се управляваше от тези дистанционни управления, но сега всичко се случва от три терминала.
Всеки от тях работи на собствен автономен сървър, всички функции се дублират. При отказ на всички
терминали, операторът ще може да завърши процесите от дистанционното управление.

Накратко какво се случва с отработеното ядрено гориво. Сглобките се разглобяват, пълнежът се отстранява, нарязва се
части и се поставят в разтворител (азотна киселина), след което отработеното гориво се разтваря
преминава целият комплексхимически трансформации, оттам се извличат уран, плутоний и нептуний.
Неразтворимите части, които не могат да се рециклират, се пресоват и остъкляват. И се съхранява на
районът на завода е под постоянно наблюдение. Резултатът след всички тези процеси се формира
готовите възли вече са „заредени“ със свежо гориво, което се произвежда тук. Така фарът
осъществява пълен цикъл на работа с ядрено гориво.

Отдел за работа с плутоний.

Осем слоя 50 мм оловно стъкло предпазват оператора от активни елементи. Манипулатор
свързани изключително чрез електрически връзки, няма "дупки", свързващи се с вътрешното отделение.

Преместихме се в работилницата, която изпраща готовите продукти.

Жълтият контейнер е предназначен за транспортиране на готови горивни касети. На преден план са капаци от контейнери.

Вътрешността на контейнера е мястото, където очевидно са монтирани горивни пръти.

Операторът на крана управлява крана от всяко удобно за него място.

Отстрани има контейнери от неръждаема стомана. Както ми обясниха, има само 16 такива в света.