Ядерное топливо: виды и переработка. Как хранят отработавшее ядерное топливо, а, главное, зачем? Удаление оят рбмк с площадок аэс

Первоначально ОЯТ подвергалось переработке исключительно с целью извлечения плутония при производстве ядерного оружия . В настоящее время наработка оружейного плутония практически прекращена. Впоследствии возникла необходимость в переработке топлива энергетических реакторов. Одна из целей переработки топлива энергетических реакторов - повторное использование в качестве энергетического реакторного топлива, в том числе в составе МОХ-топлива или для реализации закрытого топливного цикла (ЗЯТЦ). К 2025 году планируется создать крупномасштабный перерабатывающий радиохимический завод, который предоставит возможность решить проблему как накопленного топлива, так и ОЯТ, выгружаемого из существующих и планируемых к созданию АЭС. На Железногорском ГХК предполагается перерабатывать как в опытно-демонстрационном центре (ОДЦ), так и на крупномасштабном производстве ОЯТ водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-1000 и большую часть отходов реакторов канального типа РБМК-1000. Продукты регенерации будут использоваться в ядерном топливном цикле, уран – в производстве топлива для реакторов на тепловых нейтронах, плутоний (совместно с нептунием) – для реакторов на быстрых нейтронах, которые обладают нейтронно-физическими свойствами, обеспечивающими возможность эффективного замыкания ЯТЦ. При этом темпы переработки ОЯТ РБМК будут зависеть от востребованности продуктов регенерации (как урана, так и плутония) в ядерном топливном цикле. Подобные подходы легли в основу «Программы создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на 2011-2020 годы и на период до 2030 года», утверждённой в ноябре 2011 года.

В России первым предприятием, способным перерабатывать ОЯТ, считается Производственное Объединение «Маяк» , основанное в 1948 году . Другие крупные радиохимические заводы на территории России это Сибирский химический комбинат и Железногорский горно-химический комбинат . Крупные радиохимические производства действуют в Англии (завод Селлафилд ), во Франции (завод Cogema (англ.) русск. ) ; планируются производства в Японии (Rokkasho, 2010-е), Китае (Lanzhou, 2020), Красноярске-26 (РТ-2 , 2020-е) . США отказались от массовой переработки выгруженного из реакторов топлива и хранят его в специальных хранилищах .

Технологии

Ядерное топливо чаще всего представляет собой герметичный контейнер из сплава циркония или стали, часто именуемый тепловыделяющим элементом (ТВЭЛ). Уран в них имеет форму небольших таблеток из оксида или (гораздо реже) других термостойких соединений урана, например нитрида урана. При распаде урана образуется множество нестабильных изотопов других химических элементов, в том числе газообразных. Требования безопасности регламентируют герметичность ТВЭЛа весь срок службы, и все эти продукты распада остаются внутри ТВЭЛа. Помимо продуктов распада остаются значительные количества урана-238, небольшие количества невыгоревшего урана-235 и наработанный в реакторе плутоний.

Задача переработки - минимизировать радиационную опасность ОЯТ, безопасно утилизировать неиспользуемые компоненты, выделить полезные вещества и обеспечить их дальнейшее использование. Для этого чаще всего применяются химические методы разделения . Наиболее простыми методами являются переработка в растворах, однако эти методы дают наибольшее количество жидких радиоактивных отходов, поэтому такие методы были популярны только на заре ядерной эры. В настоящее время ищут методы с минимизацией количества отходов, предпочтительно твердых. Их проще утилизировать остекловыванием.

В основе всех современных технологических схем переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) лежат экстракционные процессы, чаще всего так называемый Пьюрекс-процесс (от англ. Pu U Recovery EXtraction ), который заключается в восстановительной реэкстракции плутония из совместного экстракта с ураном и продуктами деления. Конкретные схемы переработки отличаются набором применяемых реагентов, последовательностью отдельных технологических стадий, аппаратурным оформлением.

Плутоний, выделенный при переработке, может быть использован в виде топлива в смеси с оксидом урана . Для топлива после достаточно длительной кампании почти две трети плутония приходится на изотопы Pu-239 и Pu-241 и около трети на Pu-240 , из-за чего он не может быть использован для изготовления надежных и предсказуемых ядерных зарядов (240 изотоп является загрязнителем) .

Примечания

1. Безопасная опасность (рус.) . Вокруг света . vokrugsveta.ru (2003, июль). Проверено 4 декабря 2013.
2. А.В. Балихин. О состоянии и перспективах развития методов переработки отработавшего ядерного топлива. (рус.) // Комплексное использование минерального сырья. - 2018. - № 1 . - С. 71-87 . - ISSN 2224-5243 .
3. инфографика (flash) от Guardian
4. Reprocessing plants, world-wide // European Nuclear Society
5. Processing of Used Nuclear Fuel // World Nuclear Association, 2013: «World commercial reprocessing capacity»
6. Status and trends in spent fuel reprocessing // IAEA -TECDOC-1467, September 2005 page 52 Table I Past, current and planned reprocessing capacities in the world
7. США хотят перерабатывать ОЯТ , «Эксперт» №11 (505) (20 мар 2006). Проверено 4 декабря 2013. «.. в отличие от Франции, России и Германии, .. США.. предпочитали хоронить его неподалеку от своего игрового центра в Лас-Вегасе в штате Невада, где на сегодняшний день накопилось уже более 10 тысяч тонн облученного топлива».
8. Plutonium "burning" in LWRs (англ.) (недоступная ссылка) . - «Current reprocessed plutonium (fuel burn-up 35-40 MWd/kg HM) has a fissile content of some 65%, the rest is mainly Pu-240.». Проверено 5 декабря 2013. Архивировано 13 января 2012 года.
9. PERFORMANCE OF MOX FUEL FROM NONPROLIFERATION PROGRAMS (англ.) . - 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting Chengdu, China, Sept. 11-14, 2011.

Ядерное топливо - материал, используемый в ядерных реакторах для проведения управляемой цепной реакции. Оно чрезвычайно энергоемко и небезопасно для человека, что накладывает ряд ограничений на его использование. Сегодня мы с вами узнаем, что собой представляет топливо ядерного реактора, как оно классифицируется и производится, где применяется.

Ход цепной реакции

Во время цепной ядерной реакции, ядро делится на две части, которые называют осколками деления. Одновременно с этим выделяется несколько (2-3) нейтронов, которые впоследствии вызывают деление следующих ядер. Процесс происходит при попадании нейтрона в ядро исходного вещества. Осколки деления имеют большую кинетическую энергию. Их торможение в веществе сопровождается выделением огромного количества тепла.

Осколки деления, вместе с продуктами их распада, называют продуктами деления. Ядра, которые делятся нейтронами любой энергии, называют ядерным горючим. Как правило, они представляют собой вещества с нечетным количеством атомов. Некоторые ядра делятся сугубо нейтронами, энергия которых выше определенного порогового значения. Это преимущественно элементы с четным числом атомов. Такие ядра называют сырьевым материалом, так как в момент захвата нейтрона пороговым ядром образуются ядра горючего. Комбинация горючего и сырьевого материала называется тем самым ядерным топливом.

Классификация

Ядерное топливо делится на два класса:

1. Природное урановое. Оно содержит делящиеся ядра урана-235 и сырье урана-238, которое способно образовывать плутоний-239 при захвате нейтрона.
2. Вторичное топливо, не встречающееся в природе. К нему, кроме всего прочего, относится плутоний-239, который получается из топлива первого вида, а также уран-233, образующийся при захвате нейтронов ядрами тория-232.

С точки зрения химического состава, бывают такие виды ядерного топлива:

1. Металлическое (в том числе сплавы);
2. Оксидное (к примеру, UO 2);
3. Карбидное (к примеру PuC 1-x);
4. Смешанное;
5. Нитридное.

ТВЭЛ и ТВС

Топливо для ядерных реакторов используется в виде таблеток небольшого размера. Они помещаются в герметично-закрытые тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), которые, в свою очередь, по несколько сотен объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС). К ядерному топливу предъявляются высокие требования по совместимости с оболочками ТВЭЛов. Оно должно иметь достаточную температуру плавления и испарения, хорошую теплопроводность и не сильно увеличиваться в объеме при нейтронном облучении. Также во внимание берется технологичность производства.

Применение

На атомные электростанции и другие ядерные установки топливо приходит в виде ТВС. Они могут загружаться в реактор как во время его работы (на место выгоревших ТВС), так и во время ремонтной кампании. В последнем случае тепловыделяющие сборки меняют крупными группами. При этом лишь третья часть топлива заменяется полностью. Наиболее выгоревшие сборки выгружаются из центральной части реактора, а на их место ставятся частично выгоревшие сборки, которые ранее находились в менее активных областях. Следовательно, на место последних устанавливаются новые ТВС. Эта нехитрая схема перестановки считается традиционной и имеет ряд преимуществ, главным из которых является обеспечение равномерного энерговыделения. Конечно же, это условная схема, которая дает лишь общие представления о процессе.

Выдержка

После изъятия отработанного ядерного топлива из активной зоны реактора, его отправляют в бассейн выдержки, который, как правило, находится неподалеку. Дело в том, что в отработанных ТВС содержится огромное количество осколков деления урана. После выгрузки из реактора каждый ТВЭЛ содержит порядка 300 тысяч Кюри радиоактивных веществ, выделяющих 100 кВт/час энергии. За счет нее топливо саморазогревается и становится высокорадиоактивным.

Температура недавно выгруженного топлива может достигать 300°С. Поэтому его выдерживают на протяжении 3-4 лет под слоем воды, температура которой поддерживается в установленном диапазоне. По мере хранения под водой, радиоактивность топлива и мощность его остаточных выделений падает. Примерно через три года саморазогрев ТВС доходит уже до 50-60°С. Тогда топливо извлекают из бассейнов и отправляют на переработку или захоронение.

Металлический уран

Металлический уран используется в качестве топлива для ядерных реакторов относительно редко. Когда вещество достигает температуры 660°С, происходит фазовый переход, сопровождающийся изменением его структуры. Попросту говоря, уран увеличивается в объеме, что может привести к разрушению ТВЭЛа. В случае длительного облучения при температуре 200-500°С вещество подвергается радиационному росту. Суть этого явления заключается в удлинении облученного уранового стержня в 2-3 раза.

Применение металлического урана при температуре более 500°С затрудняется из-за его распухания. После деления ядра образуется два осколка, суммарный объем которых превышает объем того самого ядра. Часть осколков деления представлена атомами газов (ксенон, криптон и др.). Газ накапливается в порах урана и формирует внутреннее давление, которое растет по мере увеличения температуры. За счет увеличения объема атомов и повышения давления газов ядерное топливо начинает распухать. Таким образом, под этим подразумевается относительное изменение объема, связанное с делением ядер.

Сила распухания зависит от температуры ТВЭЛов и выгорания. С увеличением выгорания, возрастает количество осколков деления, а с увеличение температуры и выгорания - внутреннее давление газов. Если топливо обладает более высокими механическими качествами, то оно менее подвержено распуханию. Металлический уран к таким материалам не относится. Поэтому его применение в качестве топлива для ядерных реакторов ограничивает глубину выгорания, являющуюся одной из главных характеристик такого топлива.

Механические свойства урана и его радиационная стойкость улучшаются путем легирования материала. Это процесс предполагает добавление к нему алюминия, молибдена и других металлов. Благодаря легирующим добавкам, число нейтронов деления, необходимое на один захват, снижается. Поэтому для этих целей используются материалы, которые слабо поглощают нейтроны.

Тугоплавкие соединения

Хорошим ядерным топливом считаются некоторые тугоплавкие соединения урана: карбиды, окислы и интерметаллические соединения. Наиболее распространенным из них является диоксид урана (керамика). Его температура плавления составляет 2800°С, а плотность - 10,2 г/см 3 .

Так как у этого материала нет фазовых переходов, он менее подвержен распуханию, нежели сплавы урана. Благодаря этой особенности температуру выгорания можно повысить на несколько процентов. На высоких температурах керамика не взаимодействует с ниобием, цирконием, нержавеющей сталью и прочими материалами. Ее главный недостаток заключается в низкой теплопроводности - 4,5 кДж (м*К), ограничивающей удельную мощность реактора. Кроме того, горячая керамика склонна к растрескиванию.

Плутоний

Плутоний считается низкоплавким металлом. Он плавится при температуре 640°С. Из-за плохих пластических свойств он практически не поддается механической обработке. Токсичность вещества усложняет технологию изготовления ТВЭЛов. В атомной промышленности неоднократно предпринимались попытки использования плутония и его соединений, однако они не увенчались успехом. Использовать топливо для атомных электростанций, содержащее плутоний, нецелесообразно из-за примерно 2-кратного уменьшения периода разгона, на что не рассчитаны стандартные системы управления реакторами.

Для изготовления ядерного топлива, как правило, используют диоксид плутония, сплавы плутония с минералами, а также смесь карбидов плутония с карбидами урана. Высокими механическими свойствами и теплопроводностью обладают дисперсионные топлива, в которые частицы соединений урана и плутония размещаются в металлической матрице из молибдена, алюминия, нержавеющей стали и прочих металлов. От материала матрицы зависит радиационная стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива. К примеру, на первой АЭС дисперсионное топливо состояло из частиц уранового сплава с 9% молибдена, которые были залиты молибденом.

Что касается ториевого топлива, то оно на сегодня не используется в силу трудностей производства и переработки ТВЭЛов.

Добыча

Значительные объемы основного сырья для ядерного топлива - урана сконцентрированы в нескольких странах: Россия, США, Франция, Канада и ЮАР. Его залежи, как правило, находятся около золота и меди, поэтому все эти материалы добывают одновременно.

Здоровье людей, работающих на разработках, подвержено большой опасности. Дело в том, что уран является токсичным материалом, и газы, выделяющиеся в процессе его добычи, могут вызывать рак. И это притом, что в руде содержится не более 1% этого вещества.

Получение

Производство ядерного топлива из урановой руды включает в себя такие стадии, как:

1. Гидрометаллургическая переработка. Включает в себя выщелачивание, дробление и экстракционное или сорбционное извлечение. Результатом гидрометаллургической переработки является очищенная взвесь закиси оксиурана, диураната натрия или диураната аммония.
2. Перевод вещества из оксида в тетрафторид или гексафторид, используемый для обогащения урана-235.
3. Обогащение вещества путем центрифугирования или газовой термодиффузии.
4. Перевод обогащенного материала в диоксид, из которого производят «таблетки» ТВЭЛов.

Регенерация

Во время работы ядерного реактора топливо не может полностью выгорать, поэтому воспроизводятся свободные изотопы. В этой связи отработанные ТВЭЛЫ подлежат регенерации с целью повторного использования.

На сегодня эту задачу решают путем пьюрекс-процесса, состоящего из таких этапов, как:

1. Разрезание ТВЭЛов на две части и растворение их в азотной кислоте;
2. Очистка раствора от продуктов деления и частей оболочки;
3. Выделение чистых соединений урана и плутония.

После этого полученный диоксид плутония идет на производство новых сердечников, а уран - на обогащение или также изготовление сердечников. Переработка ядерного топлива является сложным и дорогостоящим процессом. Ее стоимость оказывает существенное влияние на экономическую целесообразность использования атомных электростанций. То же самое можно сказать и про захоронение отходов ядерного топлива, не пригодных к регенерации.

Атомная энергетика состоит из большого количества предприятий разного назначения. Сырье для этой индустрии добывается на урановых рудниках. После оно доставляется на предприятия по изготовлению топлива.

Далее топливо транспортируют на атомные станции, где оно попадает в активную зону реактора. Когда ядерное топливо отрабатывает свой срок, его подлежат захоронению. Стоит отметить, что опасные отходы появляются не только после переработки топлива, но и на любом этапе - от добычи урана до работы в реакторе.

Ядерное топливо

Топливо бывает двух видов. Первое - это уран, добытый в шахтах, соответственно, природного происхождения. Он содержит сырье, которое способно образовать плутоний. Второе - это топливо, которое создано искусственно (вторичное).

Также ядерное топливо делится по химическому составу: металлическое, оксидное, карбидное, нитридное и смешанное.

Добыча урана и производство топлива

Большая доля добычи урана приходится всего лишь на несколько стран: Россию, Францию, Австралию, США, Канаду и ЮАР.

Уран - это основной элемент для топлива на атомных электростанциях. Чтобы попасть в реактор, он проходит несколько стадий обработки. Чаще всего залежи урана находятся рядом с золотом и медью, поэтому его добычу осуществляют с добычей драгоценных металлов.

На разработках здоровье людей подвергается большой опасности, потому что уран - токсичный материал, и газы, которые появляются в процессе его добычи, вызывают разнообразные формы рака. Хотя в самой руде содержится очень малое количество урана - от 0,1 до 1 процента. Также большому риску подвергается население, которое проживает рядом с урановыми шахтами.

Обогащенный уран - главное топливо для атомных станций, но после его использования остается огромное количество радиоактивных отходов. Несмотря на всю его опасность, обогащение урана является неотъемлемым процессом создания ядерного топлива.

В природном виде уран практически нельзя нигде применить. Для того чтобы использовать, его нужно обогатить. Для обогащения используются газовые центрифуги.

Обогащенный уран используют не только в атомной энергетике, но и в производстве оружия.

Транспортировка

На любом этапе топливного цикла есть транспортировка. Она осуществляется всеми доступными способами: по земле, морем, воздухом. Это большой риск и большая опасность не только для экологии, но и для человека.

Во время перевозки ядерного топлива или его элементов происходит немало аварий, следствием которых является выброс радиоактивных элементов. Это одна из многих причин, по которой считают небезопасной.

Вывод из строя реакторов

Ни один из реакторов не демонтирован. Даже печально известная Чернобыльская Все дело в том, что по подсчетам экспертов цена демонтажа равняется, а то и превосходит цену постройки нового реактора. Но точно никто не может сказать, сколько понадобится средств: стоимость рассчитывалась на опыте демонтажа небольших станций для исследования. Специалисты предлагают два варианта:

1. Помещать реакторы и отработанное ядерное топливо в могильники.
2. Строить над вышедшими из эксплуатации реакторами саркофаги.

В ближайшие десять лет около 350 реакторов по всему миру выработают свой ресурс и должны быть выведены из строя. Но так как наиболее подходящего по безопасности и цене способа не придумали, это вопрос еще решается.

Сейчас по всему миру работают 436 реакторов. Безусловно, это большой вклад в энергосистему, но он очень небезопасен. Исследования показывают, что через 15-20 лет АЭС смогут заменить станциями, которые работают на энергии ветра и солнечных батареях.

Ядерные отходы

Огромное количество ядерных отходов образуется в результате деятельности АЭС. Переработка ядерного топлива также оставляет после себя опасные отходы. При этом ни одна из стран не нашла решения проблемы.

Сегодня ядерные отходы содержатся во временных хранилищах, в бассейнах с водой или захороняются неглубоко под землей.

Наиболее безопасный способ - это хранение в специальных хранилищах, но тут тоже возможна утечка радиации, как и при других способах.

На самом деле ядерные отходы имеют некоторую ценность, но требуют строго соблюдения правил их хранения. И это наиболее острая проблема.

Важным фактором является время, в течение которого отходы опасны. У каждого свой срок распада, в течение которого оно токсично.

Виды ядерных отходов

При эксплуатации любой атомной электростанции ее отходы попадают в окружающую среду. Это вода для охлаждения турбин и газообразные отходы.

Ядерные отходы делят на три категории:

1. Низкого уровня - одежда сотрудников АЭС, лабораторное оборудование. Такие отходы могут поступать и из медицинских учреждений, научных лабораторий. Они не представляют большой опасности, но требуют соблюдения мер безопасности.
2. Промежуточного уровня - металлические емкости, в которых перевозят топливо. Уровень радиации их достаточно высок, и те, кто находится от них недалеко, должны быть защищены.
3. Высокого уровня - это отработанное ядерное топливо и продукты его переработки. Уровень радиоактивности быстро уменьшается. Отходов высокого уровня очень мало, около 3 процентов, но они содержат 95 процентов всей радиоактивности.

ЖЖ-пользователь uralochka пишет в своем блоге: Побывать на «Маяке» мне хотелось всегда.
Шутка ли, это место которое является одним из самых наукоемких предприятий России, здесь
был в 1948 году запущен первый атомный реактор в СССР, специалистами ПО «Маяк» был выпущен
плутониевый заряд для первой советской ядерной бомбы. Когда то Озерск назывался
Челябинском-65, Челябинском-40, с 1995 года он стал Озерском. У нас в Трехгорном,
некогда Златоусте-36, городе который также является закрытым, Озерск всегда называли
«Сороковкой», относились с уважением и трепетом.

Это сейчас можно о многом прочитать в официальных источниках, а еще больше в неофициальных,
а было время когда даже примерное расположение и название этих городов хранились в строжайшей
тайне. Помню как мы с моим дедом Яковлевым Евгением Михайловичем, ездили на рыбалку, дак на
вопросы местных - откуда мы, дед всегда отвечал, что из Юрюзани (соседний городок с Трехгорным),
а на въезде в город не было никаких знаков кроме неизменного «кирпича». У деда был один из
лучших друзей, звали его Митрошин Юрий Иванович, я его почему то все детство звал не иначе
как «Ванализ», не знаю почему. Помню, как то я поинтересовался у моей бабушки, а почему,
Ванализ, такой лысый, ведь не единой волосинки? Бабушка, тогда, шепотом объяснила мне,
что Юрий Иванович служил в «сороковке» и ликвидировал последствия большой аварии в 1957,
получил большую дозу радиации, порядком подпортил себе здоровье, и волосы у него больше не растут…

…А теперь спустя много лет я, как фотокорреспондент еду снимать тот самый завод РТ-1 для
агентства «Фото ИТАР-ТАСС». Время меняет все.

Озерск - город режимный, въезд по пропускам, моя анкета больше месяца была на проверке и
вот все готово, можно ехать. Встретили меня сотрудники пресс-службы на КПП, в отличии от
наших тут есть нормальная компьютеризированная система, заезжай с любого КПП, выезжай так
же с любого. После этого мы проехали до административного здания пресс-службы, там я оставил
свою машину, мне посоветовали оставить и мобильный, потому что на территории завода с
мобильными средствами связи находится запрещено. Сказано сделано, едем на РТ-1. На заводе
долго маялись на КПП, как то не сразу нас пропустили со всей моей фототехникой, но вот оно
случилось. Нам дали сурового мужчину с черной кобурой на поясе и в белой одежде. Мы встретились
с администрацией, нам сформировали целую команду провожатых и мы двинули в сан. пропускник.
К сожалению, внешнюю территорию завода, и какие либо охранные комплексы фотографировать
строго запретили, по этому все это время моя камера пролежала в рюкзаке. Вот этот кадр я
снял уже в самом конце, здесь условно начинается «грязная» территория. Разделение это
действительно условно, но соблюдается очень строго, именно это позволяет не растаскивать
радиоактивную грязь по всей окрестности.

Сан. пропускник раздельный, женщины с одного входа, мужчины с другого. Мне мои спутники
показали на шкавчик, сказали снимай все (совсем все), одевай резиновые шлепки, закрывай
шкафчик и двигай вон к тому окошку. Так я и сделал. Стою абсолютно голый, в одной руке у
меня ключ, в другой рюкзак с камерой, а женщина из окошка, которое почему то находится
слишком низко, для такого моего положения интересуется какой у меня размер обуви. Долго
смущаться не пришлось, мне оперативно выдали что то вроде подштанников, легкой рубашки,
комбинезона и обувь. Все белое, чистое и очень приятное на ощупь. Оделся, прицепил к
нагрудному кармашку таблетку дозиметра и почувствовал себя увереннее. Можно выдвигаться.
Ребята меня сразу проинструктировали, что рюкзак на пол не ставить, лишнего не трогать,
фотографировать только то что позволят. Да без проблем - говорю, рюкзак мне еще рано
выкидывать, а проблемы секреты мне тоже не нужны. Вот место где одевается и снимается
грязная обувь. В центре чисто, по краям грязно. Условный порог территории завода.

По территории завода мы перемещались на небольшом автобусе. Внешняя территория без особых
прикрас, блоки цехов связанные галереями для прохода персонала и передачи химии по трубам.
С одной стороны идет большая галерея для забора чистового воздуха из соседнего леса. Это
сделано для того чтобы люди в цехах дышали внешним чистым воздухом. РТ-1 является лишь
одним из семи заводов ПО «Маяк», его назначение прием и переработка отработанного ядерного
топлива (ОЯТ). Это цех с которого все начинается, сюда приходят контейнеры с ОЯТ.
Справа вагон с открытой крышкой. Специалисты отвинчивают верхние винты специальным
оборудованием. После этого из этого помещения все удаляются, закрывается большая дверь
толщиной около полуметра (к сожалению режимщики потребовали снимки с ней удалить).
Дальнейшая работа идет кранами, которые управляются удаленно через камеры. Краны снимают
крышки и извлекают сборки с ОЯТ.

Кранами сборки переносятся вот в эти люки. Обратите внимание на кресты, они нарисованы,
чтобы проще было позиционировать положение крана. Под люками сборки погружаются в
жидкость - конденсат (попросту говоря в дистиллированную воду). После этого сборки на
тележках перемещаются в соседний бассейн, который является временным складом.

Не знаю точно как это называется, но суть понятна - простое приспособление, чтобы не
перетаскивать радиоактивную пыль из одного помещения в другое.

Слева, та самая дверь.

А это то самое смежное помещение. Под ногами сотрудников находится бассейн, с глубиной от 3,5 до 14
метров заполненный конденсатом. ? Еще там видны два блока с Белоярской АЭС, длина их 14 метров.
Называются АМБ - «Атом мирный большой».

Когда смотришь между металлических плит, видишь примерно вот такую картину. Под конденсатом
виднеется сборка топливных элементов от судоходного реактора.

А вот эти сборки только пришли с АЭС. Когда выключили свет, они светились бледно синим свечением.
Очень впечатляюще. Это Черенковское свечение, о сути этого физического явления можно почитать в википедии.

Общий вид цеха.

Идем дальше. Переходы между отделами по коридорам с тусклым желтым светом. Под ногами достаточно
специфичное покрытие, закатанное на все углы. Люди в белом. В общем я как то сразу «Черную Мессу»
вспомнил))). Кстати, про покрытие, очень разумное решение, с одной стороны так удобнее мыть,
ничего нигде не застрянет, и самое главное, в случае любой утечки или аварии, грязный пол можно
легко демонтировать.

Как мне пояснили дальнейшие операции с ОЯТ идут в закрытых помещениях в автоматическом режиме.
Всем процессом, когда то управляли вот с этих пультов, а сейчас все происходит с трех терминалов.
Каждый из них работает на своем автономном сервере, все функции дублируются. В случае отказа всех
терминалов оператор сможет завершить процессы с пульта.

Вкратце о том что происходит с ОЯТ. Сборки разбираются, начинка извлекается, распиливается на
части и помещается в растворитель (азотная кислота), после этого растворенное отработанное топливо
проходит целый комплекс химических преобразований, от туда извлекается уран, плутоний, нептуний.
Не растворимые части, которые не подлежат переработки прессуются и остекленяются. И хранятся на
территории завода под постоянным наблюдением. На выходе после всех этих процессов формируется
готовые сборки уже «заряженные» свежим топливом, которое производят здесь же. Таким образом Маяк
осуществляет полный цикл по работе с ядерным топливом.

Отдел по работе с плутонием.

От активных элементов оператора защищает восемь слоев освинцованного 50 мм стекла. Манипулятор
связан исключительно электрическими связями, никаких «дырок» соединяющих с внутренним отсеком нет.

Мы переместились в цех, который занимается отгрузкой готовой продукции.

Желтый контейнер предназначен для перевозки готовых топливных сборок. На переднем плане крышки от контейнеров.

Внутренности контейнера, сюда по видимому, монтируются твэлы.

Крановщик, управляет краном с любого удобного ему места.

По бокам цельнонержавеющие контейнеры. Как мне объяснили таких всего 16 в мире.

МОСКВА, 20 ноя — РИА Новости. Предприятие госкорпорации "Росатом" "Горно-химический комбинат" (ГХК, Железногорск, Красноярский край) начал у себя пилотную переработку отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) российских АЭС по уникальным технологиям, не создающим рисков для окружающей среды, в промышленном масштабе такая "зеленая" переработка начнется на ГХК после 2020 года.

На изотопно-химическом заводе ГХК ранее был построен самый современный в мире пусковой комплекс опытно-демонстрационного центра (ОДЦ) по радиохимической переработке ОЯТ реакторов АЭС, в котором будут применяться новейшие, экологически чистые технологии так называемого поколения 3+. Пусковой комплекс позволит отработать технологические режимы переработки ОЯТ в полупромышленном масштабе. В перспективе на базе ОДЦ планируется создать крупномасштабный завод РТ-2 по регенерации отработавшего ядерного топлива.

Особенностью технологий, которые применят на ОДЦ, будет полное отсутствие жидких низкоактивных радиоактивных отходов. Таким образом, у российских специалистов появится уникальная возможность впервые в мире доказать на практике, что переработка ядерных материалов возможна без ущерба для окружающей среды. По мнению специалистов, этими технологиями сейчас не обладает никакая другая страна, кроме России. Строительство центра стало технологически самым сложным проектом за всю новейшую историю ГХК.

Первая в истории ГХК отработавшая топливная сборка реактора ВВЭР-1000 с Балаковской АЭС, хранившаяся на комбинате 23 года, помещена в одну из "горячих камер" ОДЦ — бокс для дистанционно управляемых работ с сильно радиоактивными веществами, сообщило в понедельник корпоративное издание российской атомной отрасли газета "Страна Росатом".

"Начинаем отрабатывать режимы (переработки ОЯТ). Сейчас главное — качественно отработать технологию, которая будет в базовой схеме завода РТ-2", — пояснил директор изотопно-химического завода ГХК Игорь Сеелев, слова которого приводит газета.

"Зеленые" технологии

Сначала проводится так называемое термохимическое вскрытие и фрагментирование отработавшей топливной сборки. Затем начинается волоксидация (от англ. volume oxidation, объемное окисление) — операция, которая отличает поколение 3+ переработки ОЯТ от предыдущего поколения. Эта технология позволяет отогнать в газовую фазу радиоактивные тритий и йод-129 и не допустить образования жидких радиоактивных отходов после растворения содержимого фрагментов топливной сборки.

После волоксидации топливо поступает на растворение и экстракцию. Уран и плутоний выделяются и возвращаются в топливный цикл в виде диоксидов урана и плутония, из них затем планируется изготавливать смешанное оксидное уран-плутониевое МОКС-топливо для реакторов на быстрых нейтронах и РЕМИКС-топливо для составляющих основу современной атомной энергетики реакторов на тепловых нейтронах.

Продукты деления кондиционируют, остекловывают и упаковывают в защитный контейнер. Жидких радиоактивных отходов при этом не остается.

После отработки новой технологии переработки ОЯТ ее масштабируют с целью применения на второй, полномасштабной очереди ОДЦ, которая станет промышленной основой замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Сейчас завершается строительство корпуса и второй очереди ОДЦ. Ожидается, что опытно-демонстрационный центр в промышленном масштабе заработает после 2020 года, а в 2021 году ГХК рассчитывает переработать уже десятки тонн отработавшего топлива реакторов ВВЭР-1000, сообщила "Страна Росатом" со ссылкой на генерального директора предприятия Петра Гаврилова.

В ядерном топливном цикле, как считается, за счет расширенного воспроизводства ядерного "горючего" существенно расширится топливная база атомной энергетики, а также появится возможность уменьшить объемы радиоактивных отходов благодаря "выжиганию" опасных радионуклидов. Россия, как отмечают эксперты, занимает первое место в мире в технологиях строительства реакторов на быстрых нейтронах, которые необходимы для осуществления ЗЯТЦ.

Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" имеет статус федеральной ядерной организации. ГХК — ключевое предприятие Росатома по созданию технологического комплекса замкнутого ядерного топливного цикла на основе инновационных технологий нового поколения. На ГХК впервые в мире сосредоточены сразу три высокотехнологичных передела — хранение отработавшего ядерного топлива реакторов АЭС, его переработка и производство нового ядерного МОКС-топлива для реакторов на быстрых нейтронах.