Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Следовательно, правильно выбранные геологические формации могут практически без обслуживания и контроля гарантировать полную изоляцию захороненных радиоактивных отходов в течение времени распада радиоактивных элементов до допустимых безопасных уровней. Последнее требование может быть обеспечено и при использовании глубоких водоносных горизонтов в зонах с застойным режимом, где скорость подземных вод либо очень мала, либо равна нулю.
Необходимо отметить, что плутоний, уран и другие актиноиды при переработке отработавшего топлива извлекаются не полностью. Следы этих а-излучающих элементов, остающихся в радиоактивных отходах, делают эти отходы также и а-активными. Однако период полураспада а-излучателей, в том числе 239Pu (Ti/2 = = 24 000 лет), так велик по сравнению с периодом полураспада продуктов деления, что в конечном счете высокоактивные отходы, содержавшие первоначально большие количества продуктов деления, вследствие распада последних становятся преимущественно а-активными отходами. Поэтому захоронение радиоактивных отходов в соответствующие геологические формации больше всего-отвечает требованиям надежной долговечной изоляции их от биосферы и экологической системы поверхности Земли.
На рис. 10.22 показана динамика спада во времени радиоактивности актиноидов и продуктов деления и распада, содержащихся в 1 т отработавшего в реакторе слабообогащенного (до
2710s
тії*
I 27-101
s
< V
2,7
0,17 0,017
4 ft
\
ft
\
\
4
Рис. 10.22. Зависимость от времени хранения после переработки 1 т облученного топлива водоохлаждаемых реакторов: общей активности (сплошная линия), активности продуктов деления (штриховая) н актинидов (штрихпунк-тирная)
10° ю' Юг Ю} W4 10s 10s ю7 юв Время, год
3,3%) топлива при средней глубине выгорания 33000 МВт-сут/т при выдержке 150 сут в бассейне после выгрузки из реактора. Видно, что общая активность существенно (в ~ 105 раз) снижается лишь через 100—1000 лет. Долговременное хранение и захоронение отработавшего топлива, не подвергавшегося химической переработке, совершенно неприемлемы по условиям обезвреживания, максимального концентрирования, обеспечения радиационной безопасности и защиты окружающей среды.
?•10.9. ПРОБЛЕМЫ ОЧИСТКИ ТОПЛИВА OT ГАЗООБРАЗНЫХ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ И ИХ ОБЕЗВРЕЖИВАНИЯ
Обработка, концентрирование и захоронение высокоактивных жидких и твердых радиоактивных отходов на перерабатывающих химических заводах являются одними из самых важных и наиболее сложных технических проблем топливного цикла ядерной энергетики. Однако не менее сложная задача — обезвреживание долгоживущих газообразных и летучих отходов: 85Kr (Т\ц = = 10,8 лет), 3H (71/2=12,3 года) и 129I (7,/2=16-106 лет). Пока эти радиоактивные элементы выбрасываются через вентиляционную трубу в атмосферу.
Необходимо подчеркнуть, что наибольшую трудность для консервации и хранения представляет 85Kr, поэтому он потенциально опасен. Чтобы удовлетворить жестким требованиям радиационной безопасности и охраны окружающей среды, радиохимические заводы оборудуются многоцелевыми газоочистными системами, включающими в себя отдельные сложные установки для эффективного улавливания иода, трития и криптона. Для их сброса в атмосферу установлены весьма жесткие нормы. Однако поставлена задача добиться практически полного исключения выбросов этих долгоживущих радиоактивных газов в окружающую среду.
По расчетам Ок-Риджской национальной лаборатории (США)
содержание в 1 т отработавшего топлива долгоживущих газообразных нуклидов пропорционально удельной энерговыработке (выгоранию) топлива и в среднем составляет 0,3 Ки/(МВт-сут) [—1.1 -1010 расп./(с-МВт-сут)] для 85Kr; 0,025 Ки/(МВт-сут) [~0,9-109 расп./(с-МВт-сут)] для 3H, 1,5-10~6 Ки/(МВт-сут) [~5,5-104 расп./(с-МВт-сут)] для 129I.
При большой глубине выгорания топлива в реакторах будут интенсивно накапливаться в больших количествах также и корот-коживущие газообразные продукты деления: 131I (7і/2=8,05 сут) и 133Xe (/¦[/2=5,3 сут). Кроме того, имеет место выход изотопов цезия в летучей форме.
Криптон-85. Для удаления и хранения 85Kr разрабатывается несколько методов. Один из них — криогенная дистилляция и хранение в стальных баллонах при высоком давлении или в больших цистернах при атмосферном давлении. Применим и метод экстракции растворителем (фреоном), а также низкотемпературная адсорбция на активированном угле. В любом случае криптон необходимо безопасно хранить 100—150 лет, причем потребуется наружное охлаждение в течение нескольких десятилетий, что ставит вопрос о хранилище, имеющем противоаварийную оболочку, которая должна предотвратить возможность выбросов криптона при повреждении баллонов или резервуаров. В ФРГ внесено предложение о возможности хранения баллонов с 85Kr в море на большой глубине.
Криогенная дистилляция и избирательное поглощение 85Kr фреоном позволяют эффективно использовать эти методы в системе очистки газов, отходящих из аппарата растворения на заводе по химической экстракционной переработке отработавшего топлива. Общее выделение криптона при механическом или химическом (в расплавленных солях) измельчении топлива может составить 93—98%. Оставшиеся благородные газы (а также иод) выделяются при растворении топлива.
