В качестве топлива в атомной станции может использоваться ряд элементов, основным из которых в настоящее время является уран.

Существует три основных способа разработки урановых месторождений: подземный, открытый и наиболее современный способ подземного выщелачивания. В качестве выщелачивающего реагента применяют растворы серной кислоты и карбонат - бикарбонатных солей, насыщенных кислородом.

б)

г)

Рис. 2 – Упрощенные схемы реакторов различного типа: а – реактор с водой под давлением (ВВЭР, PWR); б – реактор, охлаждаемый пароводяной смесью (кипящий реактор), (ПВР, BWR); в – водографитовый реактор (ВГР, LWGR); г – реактор на быстрых нейтронах петлевого типа (БН, LMFR)

Растворы закачивают в рудоносные пласты, растворяют там уран, и полученный раствор солей урана извлекают на поверхность. Далее руду (по первым двум способам) или растворы урана перерабатывают на специальных гидрометаллургических предприятиях в продукт, называемый «желтый кек», представляющий собой концентрат солей урана желтого цвета, содержащий около 80% U₃O₈. Концентрат урана очищают и переводят путем конверсии в легколетучее соединение - гексафторид урана.

Известно пять основных методов разделения (обогащения) изотопов урана: газодиффузионный, центрифужный, аэродинамический, химический и лазерный.

На рис. 3 показана схема ядерного топливного цикла, а на рис. 4 - общая схема образования и обезвреживания радиоактивных отходов (РАО). РАО бывают твердыми, жидкими и газообразными. По содержанию в них радионуклидов и уровню тепловыделения их подразделяют на низкоактивные (НАО), среднеактивные (САО) и высокоактивные (ВАО).

Большее количество отходов относится к классу НАО, образующихся в основном при добыче и переработке урановых руд. Присутствующие продукты распада урана делают радиоактивными шахтные воды, рудные отвалы и отвалы горных пород. Для устранения пылеобразования проводится распыление воды или пылевяжущих растворов. Во избежание загрязнения грунтовых вод все стоки собираются и перекачиваются на участки обработки отходов. Наиболее интенсивно в окружающую среду проникают газообразный радон и легкорастворимые соединения радия. В связи с этим вокруг площадок с отвалами создают санитарно-защитные зоны. Твердые отходы прессуют. Жидкие - осаждают, концентрируют на ионообменных смолах или выпаривают. Загрязненные радионуклидами потоки воды пропускают через деминерализаторы (очистные колонны, заполненные сорбентами) для достижения уровня чистоты питьевой воды.

Газообразные отходы пропускают через угольные или другие фильтры и удаляют под соответствующим контролем через высокую вентиляционную трубу. Горючие отходы сжигают с обязательным улавливанием радиоактивных газов и концентрации на сорбентах. Затем отходы (НАО и САО) кондиционируют (отверждают) методами цементирования и битумирования. Основной недостаток цементирования - низкая прочность готовых к захоронению или транспортировке блоков и невысокая устойчивость к влияниям погоды и к выщелачивающему действию воды. Битумирование - это более дорогостоящий процесс по сравнению с цементированием.

К ВАО относятся продукты деления урана, накапливающиеся в топливе. Их количество составляет менее 1%, а радиоактивность - 98% всей радиоактивности, образующийся в атомной промышленности. К категории ВАО относится выгруженное из реактора отработанное топливо и отходы, образующиеся на первых ступенях экстракции урана и плутония. Растворы последних упаривают и сливают в емкость для временного хранения.

Топливо хранится на площадках АЭС. Для подготовки к долговременному хранению или окончательному удалению ВАО подвергают остекловыванию (капсулированию): упаренные растворы прокаливают и подвергают обработке расплавами фосфатных или боросиликатных стекол. Такая форма обезвреживания токсикантов обеспечивают полную безопасность, так как большая часть радионуклидов ВАО распадается в течение 300 лет (справка: для растворения 1 мм поверхностного слоя стекломассы в воде требуется не менее 100 лет).

Для окончательного удаления НАО и САОпредполагается строительство подземных специальных хранилищ, разрабатываются методы хранения в пустотах горных пород или выработанных шахт.

Для окончательного удаления ВАОпредложен метод трансмутации радионуклидов, заключающийся в переводе радионуклидов в стабильные нуклиды под действием β-излучения или потока нейтронов. Путь удаления ВАО в космос не является радикальным, так как существует опасность непредвиденного возвращения на Землю ракеты-носителя.

Наиболее приемлемым способом является удаление ВАО в глубокие геологические формации. Такое хранилище должно состоять из наземной и подземной частей. Наземная часть имеет центральную зону со вспомогательными постройками. Подземная часть хранилища напоминает большую шахту, расположенную на глубине 600-1200 м. Для предотвращения миграции радионуклидов предполагается создание технических барьеров с целью обеспечения защиты в течение различных временных интервалов: начальный период (до помещения отходов в хранилище); тепловой период (до 300 лет); период геологического контроля - в миллионы лет для обезвреживания актиноидов (от актиния до лоуренсия). Конструкция хранилища представлена на рис. 5.

Рис. 5 - Окончательное удаление радиоактивных отходов: низкоактивные отходы - в приповерхностные хранилища, среднеактивные отходы - в подземные хранилища, высокоактивные отходы - в глубокие геологические формации

Таким образом, особое внимание должно уделяться сбору, удалению и захоронению твердых и высокоактивных жидких отходов, которые могут вызвать загрязнение окружающей природной среды. Следует также помнить, что вокруг АЭС устанавливаются три зоны с различным по строгости режимом: контролируемая - возможно облучение свыше 0,3 дозы, допустимой для персонала; санитарно-защитная - запрещено размещение производственных, жилых и культурно-бытовых объектов, не относящихся к объекту; наблюдаемая - дозы облучения населения, проживающего в ее пределах, могут несколько превышать допустимые нормативы. Ширина зон устанавливается 3, 13 и 30 км соответственно.

Не нашли, что искали? Воспользуйтесь поиском: